中美金属材料维氏硬度试验标准差异分析

文章对比分析了中美两国的维氏硬度试验标准,结果表明中美两国维氏硬度试验标准之间并不存在本质差异,我国国家标准中的有些规定甚至比ASTM更严格。研究结论可为今后我国核电用金属材料维氏硬度的试验标准选用提供理论依据。     

ASTM E3205-20 金属材料小冲孔试验的标准测试方法

正该测试方法涵盖了对金属材料进行小冲孔蠕变试验的程序。该结果可用于得出高达450℃的拉伸屈服强度的估计值,以及对于铁基材料从-193°C至350°C的温度范围内的小冲孔蠕变试验结果得出的韧性至脆性转变温度的估计值,对于其他金属材料为0.4Tm,其中Tm是其熔化温度,单位为K。以国际标准单位(SI)表示的值应视为标准值。该标准不包括其他计量单位。     

中美核电氢气系统设计标准对比分析

文章通过对比中美核电氢气系统的设计标准,从设计压力、氢气流速、系统部件设置等方面进行分析。研究表明,美标将设计压力大于3000 psig(20.68 MPa)的系统定义为高压系统,并针对高压系统提出特殊的设计要求,我国标准没有明确区分高压系统;我国各标准之间针对氢气流速的要求不统一,且缺少设计压力大于3 MPa不锈钢管道氢气流速的规定,美标对氢气流速的规定更为合理;我国标准对氢气系统部件设置的规定较为简略。建议我国核电行业在氢气系统设计中借鉴美标中有价值的方面,对我国现行氢气标准进行优化。     

核电厂阀门组件鉴定标准对比分析

文章对比了国内外核级阀门组件鉴定的相关标准,具体以美国标准ASME QME-1和我国"华龙一号"使用标准NB/T 20036.6-2011为代表.从标准的适用范围到具体的鉴定项目,全面比较了两个标准的差异,认为两个标准具有等同的基础性和互通性,在实际鉴定工作中可以相互参考,但我国标准NB/T 20036.6-2011更...     

主管道环焊缝横向拉伸试验要求和验收准则的标准对比

主管道是核电厂反应堆冷却剂系统的主动脉。某制造厂在主管道预制资质取证模拟件制作过程中出现环焊缝横向拉伸试验结果不满足RCC-M标准规范要求,通过对比不同标准规范下的管道环焊缝横向拉伸试验要求和验收准则,得出从严要求的监管原则。从而得出核电标准与规范的编制是核电国产化的关键,是核电发展实现系列化、标准化和规范化的基础,我国核电建设亟需建立一套适应国情的、统一完整的压水堆核电厂标准体系。     

秦山核电厂反应堆压力容器第三根辐照监督管试样断裂韧性试验

核电厂反应堆压力容器是堆内个可更换的重要部件,保证其安全可靠,对于核电厂口的安全运行具有重要意义。根据《秦山核电站反应堆压力容器材料辐照监督大纲》的要求,在反应堆压力容器中设置辐照监督管,监测反应堆压力容器环带区筒体及焊缝因中子辐照和热环境引起的材质性能变化。定期抽出辐照监督管,实测辐照监督试样延性断裂韧度JIC试验数据,作为判断压力容器材料辐照脆化程度的参考数据,并用于修定反应堆冷却剂压力-温度限值曲线,以防止压力容器发生脆断,从而保证反应堆安全运行。同时为压力容器以及核电厂的寿命评估和延寿积累数     

仪控电子设备电磁兼容鉴定试验法规标准适用性分析

介绍了做安全级仪控电子设备电磁兼容（EM C ）鉴定试验时如何选择适用的法规标准。重点介绍了电磁干扰试验、射频辐射干扰试验、敏感性试验、电源浪涌试验以及静电放电试验等电磁兼容测试试验项目,并介绍了电磁兼容试验样机配置的重要性及选择方法。     

标准金属试件拉伸试验的有限元分析模拟

材料研究过程中，常通过棒状、薄板状、管状试件在拉伸机上进行拉伸试验来确定材料的力学特性，如拉伸延展性、断面收缩率，屈服强度、抗拉强度等，并给出应力-应变曲线。     

核电机械后锚固标准对比研究

中国规范JGJ 145、美国规范ACI 349分别对机械后锚固做出了规定,文章对两国规范中的承载力计算进行转换、计算对比后,将转换后美国规范中混凝土破坏承载力除以折减系数1.3,以和中国规范的安全度相当;对两国规范规定基本一致的承载力验算、构造措施等,以消除差异、融合为主。在对比两国机械后锚固标准,解决两者的不足和差异后,形成行业标准NB/T 20414,为自主建立规范体系,实现技术标准融合统一提供了参考。     

碘吸附器用吸附介质的国内外标准差异对比与分析

国家能源局标准NB/T20039.15—2012《核空气和气体处理规范 通风、空调与空气净化 第15部分:吸附介质》规定了用于核设施空气和气体净化系统中吸附介质的性能、设计、验收试验和质量保证等内容的最低要求,是保证核设施安全运行的重要文件。本文对该行业标准与国外标准各版本的差异进行了比较,并对差异的原因进行了分析,也对相关于此类吸附介质的导则或标准的立场进行了综合说明,便于专业技术人员充分了解核设施对于该类吸附介质的相关要求及其背景。     

设备鉴定试验和相关标准

文章介绍了设备鉴定的目的和基本方法,归纳了采用试验法鉴定时应进行的主要试验、试验顺序和试验要求,简述了我国已有鉴定标准的现状、存在问题并提出了解决办法,并就标准中的一些技术问题给出了建议,包括与使用条件、热老化、设计基准事件、运行基准地震、严重事故等相关的建议。     

六氟化铀48型货包火烧试验及其法规标准分析综述

文章介绍了国际原子能机构(IAEA)对六氟化铀货包提出火烧试验的背景,综述并评价了世界各国对48型货包耐火烧性能的研究成果,提供了值得参考的研究数据。对比了国外六氟化铀货包火烧试验的实施情况与国内六氟化铀货包法规标准的现状,建议完善国内法规标准和加强六氟化铀48型货包的耐火烧性能研究。     

国产A508-3钢辐照前后小样品断裂韧性测试分析

国产A508-3钢是反应堆压力容器(RPV)用钢,属于低合金铁素体钢,这类材料具有明显的韧脆转变行为,并且在经受中子辐照后,产生明显的辐照脆化效应,降低材料韧性,增加脆性断裂的风险。为掌握中子辐照对压力容器钢断裂韧性的影响,本文研究并掌握了国产A508-3钢0.5CT样品断裂韧性测试技术,并对辐照前后断裂韧性数进行比较,分析了中子辐照对A508-3钢断裂韧性的影响。     

中、美、法三氧化二钆-二氧化铀芯块标准对比分析

三氧化二钆-二氧化铀芯块在降低反应堆初始剩余反应性、展平功率分布方面具有重要意义.针对三氧化二钆-二氧化铀芯块,中、美、法三国均制定了相应的规范或标准,文章对中、法、美三国烧结三氧化二钆-二氧化铀芯块标准主要内容进行了对比,逐一列出了三者的区别,以期使标准采纳者或使用者有更清晰的认知.     

IG-11石墨材料断裂韧性数值模拟研究

通过使用基于内聚力模型（CZM）的扩展有限元方法（XFEM）对单边切口梁的三点弯曲试验进行数值模拟来研究核级石墨IG-11断裂韧性的尺寸效应,试验和分析中考虑了试样整体尺寸和厚度变化,并对数值分析中的材料断裂参数进行了敏感性研究。模拟所得断裂韧性范围为0.90～1.10 MPa•m^1/2,这与试验所测得的0.82～1.27 MPa•m^1/2接近。模拟结果表明,材料断裂功对数值分析的影响较小,而材料断裂时的抗拉强度对数值分析的影响较大;另外,核石墨的断裂韧性（K_IC）存在明显的尺寸效应,随模拟试样整体尺寸的增大,断裂韧性增大,最终趋于一定值。这与现有文献中的尺寸效应模型所得到的预测值以及试验结果吻合得较好。但试样厚度则对K_IC的变化无明显影响。     

ASTM C1742-17 用双标准单收集器气质谱仪进行六氟化铀同位素分析标准试验方法

<正>这是一种定量试验方法,用于测定六氟化铀(UF6)样本中235U为0.1-5.0%范围的铀同位素的质量百分比。本试验方法可适用于可获得适当标准的235U的所有浓度范围。本试验方法用一个带单收集器的气体磁质谱仪进行分析,利用插值法来确定在两个标准化UF6之间的未知样品的同位素浓度。本试验方法取代了在试验方法C761上发布的现有试验方法,并在核燃料循环中用于UF6     

活塞环N^＋离子注入的耐磨性对比试验

将Ｎ＾＋离子复合注入一组活塞环并与镀以氮化硅的一组活环以及厂家的一组成品环在同样的条件下进行快磨试验。试验结果表明，注入Ｎ＾＋离子的一组活平均磨损量及弹力变化均为最小。可见Ｎ＾＋离子注入对提高活塞环的耐磨性能是一种比较理想的方法。     

美国材料试验学会核级活性炭标准试验方法的发展

本文回顾了美国材料试验学会(ASTM)关于核电站等核工程空气净化系统中使用的核级活性炭的标准试验方法的发展。概括介绍了新的标准试验方法及其实验依据。     

研究金属材料应力腐蚀的新方法

【英国《国际核工程》1985年4月号第50页报道】为了研究化学环境和冶金学特性对金属应力腐蚀的影响,意大利的一家研究机构建造了6台“缓慢应变速率技术(SSRT)”试验机。SSRT 技术是将样品置于缓慢而稳定增加的形变之下。它可以在比恒定负荷或形变试验要少的时间内取得重要结果。