BPVC-Ⅲ NH-2013

正锅炉与压力容器规范第m卷核设施部件建造规则第1册NH分卷高温1级部件该分卷包含堆芯支承结构制造及安装所需的材料、设计、制造和检验要求。堆芯支承结构是指反应堆压力容器内对堆芯(燃料和转换区组件)提供直接支撑或约束的结构或结构件。出版商:ASME发布日期:2013年语言:英语ISBN:9780791834633     

BPVC-Ⅲ-2-2013锅炉与压力容器规范第Ⅲ卷核设施部件建造规则第2册混凝土安全壳规范

正该册包含预应力或增强的混凝土安全壳结构的材料、设计、建造、制造、试验、检验、超压保护要求。这些要求只适用于那些旨在提供压力保持或包含屏障的部件。这些要求不适用于其他支承结构,直接影响到系统部件的支承结构除外。针对第2册的建造,该卷包含强制性和非强制性的附录。该2013年版的主要变化包括:——对检验技术和强制性附录Ⅵ(无损检验技术)要求的修改。——对强制性附录Ⅷ(电弧焊接钢筋合格评定)的修改。     

BPVC-Ⅲ-3-2013

正锅炉与压力容器规范第Ⅲ卷核设施部件建造规则第3册乏燃料和高放射性材料和废物的贮存和运输用容器本册包含核乏燃料或高水平放射性废物运输包装的容器系统的设计和建造要求。2013年版的主要变化包括:适用于焊接装配的无损检验要求的分类(NB卷,WB卷,WC卷)     

第Ⅳ代核反应堆的结构材料：挑战与机遇

第Ⅳ代核反应堆的设计理念是为了保证一个共同的目标,即建造更安全、寿期更长、可防止核扩散和经济性更好的核电厂。要实现第Ⅳ代核电厂的成功开发和建造,首先要考虑的问题是反应堆堆芯及堆外结构材料的性能和可靠性。在第Ⅳ代反应堆中应用的结构材料,需要经受比当前核电厂更高的温度和中子剂量,还要面对更苛刻的腐蚀环境。目前的候选结构材料包括了各种铁素体／马氏体钢、奥氏体不锈钢、镍基超级合金、陶瓷材料和复合材料等。本文总结了第Ⅳ代反应堆的几种概念,重点关注用于特定部位材料的问题。文章还讨论了正常工况和偏离工况条件下使用现有材料所面临的挑战。由于存在着辐照诱发的偏析、扩散、沉淀、元素与辐照缺陷之间的相互作用、肿胀、氦生成等基本现象,材料的服役任务变得愈加复杂。此外,这些材料的高温性能（例如蠕变性能）也是限制材料应用的关键因素。已经验证,新合金、微观组织设计方法以及新的的制造工艺可以减少这些不利因素的影响,而且可以获得使用环境下的最佳性能。     

HFETR辐照石墨材料中子注量验证试验

钍基熔盐堆石墨材料辐照考验目标为:中子注量为5×10~(20)cm~(-2)(±15%)(E>0.1 Me V),堆内辐照试验温度650℃(允许偏差±50℃)。为了满足辐照考验要求,在高通量工程试验反应堆(HFETR)第92-I炉的K07孔道进行辐照验证试验。该验证试验辐照装置采用分段构成的型式,主要由辅助密封段、辐照试验段、气管组件3部分构成,辐照罐外围为去离子水,辐照罐内为惰性气体用于控制辐照试验温度。使用MCNP程序对各样品中子注量进行预示计算,同时在辐照装置阳面和阴面都布置了探测器进行中子注量测量。试验表明:在辐照试验过程中,在辐照装置调气系统最佳导热模式下辐照温度略高于上限700℃;利用MCNP程序预示计算中子注量结果为5.7×10~(20)cm~(-2)(E>0.1 Me V),而中子注量测量结果为4.83×10~(20)cm~(-2)(E>0.1 Me V),基本满足石墨材料辐照考验中子注量要求。     

BPVC-Ⅲ APP-2013

正锅炉与压力容器规范第Ⅲ卷核设施部件建造规则第1册附录该分卷包含第Ⅲ卷第1册(NCA分卷至NG分卷)和第2册的强制性与非强制性附录,包括一个设计、设计分析方法和信息的表格以及数据报告格式。这些附录由第2册、NCA分卷至NG分卷所引用,也是第2册、NCA分卷至NG分卷的一个部分。·出版商:ASME·发布日期:2013年·语言:英语·ISBN.9780791834640     

用于HFETR的材料辐照试验的新型装置

针对各种反应堆结构材料辐照样品的温度与中子注量要求，设计了一种适用于在高通量工程试验堆(HFETR)堆内进行材料辐照试验的新型辐照装置。本文简要介绍了该装置的结构特点、技术特点、辐照罐的设计以及测试系统与试验情况。目前，该装置已完成了多种材料的辐照试验，结果表明：装置具有温度调节范围宽(0-120℃)、系统调节能力强、安全可靠和出入反应堆方便等优点．完全能满足各种反应堆结构材料的高低温辐照试验要求。     

影响钢材辐照脆化的材质因素

钢材经中子辐照后产生不同程度的脆化倾向。影响钢材辐照脆化的因素有中子注量、辐照温度、应力状态、材料成份、以及综合脆化效应。本文了材料的冶金结构、化学成份、以及钢材的型式等材质因素对钢材的中子辐照脆化的影响。提出了采用控制材质因素来改善材料辐照脆化倾向的方向。这对反应堆主要部件材料，特别是位于高辐照区的部件材料的选择，以及在制订这些部件的材料标准时有指导意义。     

核电站用纤维保温材料辐照考验及微观分析研究

核电站反应堆内的保温材料由于长时间受到高温、中子辐照等因素的作用,性能会明显劣化,为了保证反应堆安全运行,研究其辐照性能十分必要。本文对秦山核电站提供的国产纤维布材料进行不同剂量水平的加速辐照,设计加工了一套带精确控温系统的辐照装置,保证辐照期间样品的温度为设定温度。通过研究不同温度对未辐照保温纤维布拉伸性能的影响,得出高温环境下其断裂强力有一定程度的下降。利用扫描电镜(SEM)等微观分析手段,分析了辐照剂量及温度对该纤维布结构和成分的作用。显微分析结果表明,经受过高温辐照考验后材料的成分含量、晶体结构均未发生明显变化,不同的试验温度会令样品断口产生一定差异。     

BPVC Ⅺ-2013锅炉与压力容器规范第Ⅺ卷核电厂部件在役检查规则

正该卷在一个合订本(Volume)中包含第1册和第3册,并为轻水冷却和液态金属冷却核电厂中零部件和系统的检验、在役试验和检查,以及维修和更换提供规则。第2册《气冷核电厂部件的检查和试验规则》已在1995年版中删除。随着适用这些规则的唯一气冷堆的退役,没有必要再继续出版第2册。当建造规则的要求已得到满足时,开始应用本卷的规范。该卷中规则包含的要求适用于核电厂运行过程中的维护、使核电厂停堆后重新服役,以及维修或更换活动。该规则要求具有定期检验、试验和检查的强制性程序以证明足够的安全。该卷还包含所使用的     

BPVC-Ⅲ NC-2013

正锅炉与压力容器规范第Ⅲ卷核设施部件建造规则第1册NC分卷2级部件该分卷包含符合1级建造要求的物项的材料、设计、制造、检验、试验、超压保护要求。NB分卷的规则涵盖了确保物项结构完整性的要求。出版商:ASME发布日期:2013年语言:英语ISBN:9780791834589     

新型镍基合金热电偶在 HFETR 中的辐照标定

本文叙述了在高通量工程试验反应堆(HFETR)堆内辐照对热电偶标定的影响,铅的熔点(327.5℃)作为标定热电偶的标准参考温度。材料的γ加热和调节辐照试验装置内气体成分的比例保证了热电偶的辐照温度在350±20℃,并实现了在铅熔点对热电偶的标定。本实验研究了热电偶的辐照刻度偏差 △t 与积分中子通量以及辐照瞬时效应 △t_1与γ照射量率的关系。     

反应堆压力容器材料中子辐照脆化研究

将国产反应堆压力容器(RPV)材料夏比冲击试样及0.5T-CT试样置于高通量工程试验堆中进行中子辐照考验,快中子(E1 MeV)注量为3.0×10~(19)cm~(-2)。由辐照前后夏比冲击试验得到材料的参考零塑性温度的变化量ΔRT_(NDT)为48℃,由辐照前后转变温度区的断裂韧性试验得到材料的参考温度ΔT_0为53℃,辐照脆化效应比较明显。采用由断裂力学方法得到的RT_(T0)代替RT_(NDT)作为表征材料辐照脆化的参数应用于RPV完整性评估,可以进一步挖掘RPV的安全裕量,提高核电厂的经济性。     

秦山核电厂反应堆压力容器第三根辐照监督管温度检验

温度检验是秦山辐照监督试验一个组成部分,在监督管内放置温度盒,用以监测和判断辐照试样在反应堆运行时曾经达到的最高温度,给出监督试样的温度是否超过预计温度的证据。监督试样的过热使其辐照损伤量减少,其减少幅度与材料成分、组织结构及过热时间有关。过热温度信息提醒数据使用者进一步评估监督管的辐照温度史。 秦山第三根辐照监督管内装有4组温度盒,每个温度盒内装有5种不同熔点的测温合金,根据测温合金的熔化个数以及熔化状态来判断监督管曾经达到的最高温度。对测温合金的检测结果表明;第三根辐照监督管母材段内温度曾经达到291℃上,但低于297℃;焊缝段内温度曾达     

一种铅冷快堆主要构件的辐照损伤计算

为满足公众对更安全、更经济和环境更友好的核能系统的需求,提出一种铅铋合金冷却的铅冷快堆(Breeding Lead-based Economical Safe System–Demonstration,BLESS-D)。BLESS-D反应堆采用池式结构,热功率300 MW。金属材料受中子辐照时将造成材料的晶格缺陷,导致材料的宏观性能变化,改变其物理和机械性能。BLESS-D反应堆中有许多在反应堆寿期内不可更换的关键部件和设备,这些构件在反应堆运行期间如受到中子辐照损伤,将影响构件材料的性能,进而导致设备的使用寿命,限制了反应堆的寿命。本文通过计算BLESS-D反应堆主要部件和设备的原子离位数(Displacement Per Atom,DPA),评估结构材料的辐照损伤程度。利用SPECTER程序和MCNP程序进行燃料包壳、内部容器、主泵泵壳、蒸汽发生器壳和反应堆容器的DPA模拟计算,计算结果与发生材料辐照效应的DPA限值进行比较,发现内部容器的累积DPA在20年寿期内超过了材料辐照效应限值,需要进一步分析并优化设计,确保其寿期内的安全性。     

秦山核电厂反应堆压力容器第三根辐照监督管试样冲击试验

对反应堆压力容器材料进行辐照监督是保障压力容器在设计寿期内安全运行的一项重要措施,其中,冲击试验是重要组成部分。 秦山核电公司30万干瓦反应堆压力容器用A508-3钢制成,它是一种铁素体低合金钢。筒身段的参考无延性转变温度（RTNDT）低于-20℃。但由于反应堆的中子辐照效应,钢的韧性下降,无延性转变温度上升,钢材性能从韧性向脆性转变,从而增加了压力容器发生脆性断裂的可能性。 辐照监督的目的,在于监测压力容器环带区（即压力容器筒体正对活性区的环带）材料受中子辐照和热环境影响所造成的材料性能变化。根据《辐照监督大纲》,定期从堆内抽出监督试样进行试验,实测冲击韧性试验数据,得到△RTNDT,并用这些数据来确定反应堆开、停堆的压力-温     

序言

正1946年,"原子能之父"费米指出:"核技术的成败取决于材料在反应堆中强辐射场下的行为(The success of nuclear technology will depend critically on the behavior of materials in the intense radiation fields in reactors)"。材料的辐照性能是影响反应堆安全性和经济性的关键影响因素之一。1956年,中国原子能科学研究院反应堆材料研究室(第6研究室)钢组(反应堆材料辐照效应研究创新团队MIET的前身)开始开展材料辐照效应研究,几十年来,为我国国防力量建设和核能和平利用做出了重要贡献。     

国产A508-3钢288℃中子辐照考验

<正>对国产反应堆压力容器用A508-3钢在实验堆中进行了中子辐照考验,用于材料后续的辐照力学性能研究。考验温度为实际服役温度288℃,快中子注量为5×10~(19) cm~(-2)(E1 MeV)。中子辐照考验在中国原子能科学研究院49-2游泳池堆H8湿孔道开展。为达到试验要求,结合堆芯物理参数、H8孔道尺寸和辐照要求,设计了     

世界实验堆现状

【法国《核综论》2000年第6期报道】 1.世界实验堆概况 从1950年初开始,全世界共建造了600多座实验堆,现按它们的用途进行分类: —临界模型(0～150 kW) 用于核反应堆物理教学和动力堆中子计算图的说明。 —初始(启蒙)反应堆(1～5 MW) 用于反应堆物理测量技术、活化分析、某些放射性元素生产、计量测定等。 —多用途反应堆(5～20 MW) 生产核医学用钼-99、半导体用硅嬗变掺杂材料和核发电用材料的辐照。 —辐照反应堆(>20 MW) 核反应堆系列研究(燃料实验)以及强中子流下材料性能。 —中子源(>10 MW) 利用中子束轰击进行基础研究。 —原型…     

石墨堆芯结构抗震研究

具有石墨堆芯结构的反应堆类型包括生产堆、石墨水冷反应堆、气冷堆、高温气冷堆等。具有多体结构的石墨堆芯结构在地震激励下表现出与一般土木结构、金属焊接结构或螺栓连接结构所不同的特性。本文综述了在反应堆发展的四个阶段中,不同时期不同国家对石墨堆芯结构抗震的研究方法及成果。气冷堆发展的初期,石墨结构的整体特性研究很少,尚不能满足我们国家建造示范电站的需要。本文阐述了我国在设计、建造和运行HTR-10过程中关于石墨结构抗震的研究思路,并且介绍了HTR-PM项目研究进展以及今后将开展的侧反射层相似理论模拟研究。