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在役反应堆压力容器延寿探讨 总被引:1,自引:1,他引:1
概述了反应堆压力容器辐照脆化的相关标准,分析了限制反应堆压力容器寿命因素.策划了反应堆压力容器延寿前应完成的辐照脆化研究及技术准备工作.提出了实现在役反应堆压力容器延寿的构想。 相似文献
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反应堆压力容器材料辐照脆化预测模型的研究对保证核反应堆安全运行、并预防重大灾难性事故的发生具有非常重要意义.本文基于RPV材料中Mn-Mo-Ni及Cr-Mo-V两种钢系的应用实际,分析了适用于RPV两类不同材料辐照脆化预测模型,研究了这些模型的物理思想和建模方法.首次提出了参数化模型和结构化模型的概念,充分肯定了参数化模型在反应堆压力容器材料辐照脆化预测方面的重要作用,并对结构化模型的发展前景及深入研究所面临的问题进行了讨论. 相似文献
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在高通量工程试验堆对国产反应堆压力容器用A508CL3钢进行了中子辐照脆化性能试验,并利用示波冲击分析了辐照前试样的动态断裂过程。研究结果表明:改进型A508CL3钢锻件具有良好的抗中子辐照脆化性能,RPV钢可以立足限国内生产。 相似文献
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反应堆压力容器(RPV)作为压水堆中不可更换的关键部件之一,其安全和稳定是决定反应堆安全经济运行的重要因素。RPV钢的辐照脆化问题是制约RPV在堆内安全服役的关键。RPV钢的辐照脆化与其合金成分关系密切。本文利用神经网络方法研究了RPV钢中关键合金成分(Cu、Mn、Ni、Si、P)与辐照脆化之间的关系。研究结果表明,基于神经网络方法得到合金成分与辐照脆化的关系与传统认知基本一致,辐照脆化对Cu含量最敏感,Cu-Ni对辐照脆化存在协同作用,低Cu合金中Mn-Ni、Ni-Si对脆化存在协同作用。 相似文献
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由于长期在中子辐照场、温度场以及应力场的作用下,反应堆压力容器材料性能会出现蜕化的现象,主要表现为韧脆转变温度升高,屈服强度增加,以及断裂韧性降低等。为了监测压力容器材料的辐照效应,需要在反应堆内安装一定数量的监督管,定期抽出进行辐照监督试验。通过进行反应堆压力容器的辐照监督试验可以获得压力容器材料辐照脆化及辐照环境的相关数据,利用这些数据修订反应堆冷却剂压力-温度限值曲线,以防止压力容器发生脆断,从而保证反应堆的安全运行。 相似文献
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反应堆压力容器(RPV)是保障核电站运行安全性、经济性的核心构件。对RPV的完整性评估而言辐照脆化是必须面对的问题。我国已开发了第三代设计寿命为60 a的核电站。当达到寿期末时,辐照脆化的行为是未知的,这给国产RPV的辐照脆化预测带来了困难。为研究高注量下的辐照脆化行为,对A508-3钢的材料力学性能试样进行辐照考验,辐照温度为(288±8) ℃,中子注量水平达到反应堆压力容器60 a寿期末的辐照水平1×1020 cm-2;开展拉伸、冲击和断裂韧性试验,分析辐照脆化行为,在EONY模型基础上,提出针对国产RPV钢的改进的辐照脆化模型。模型的有效性被试验数据证实,其可准确预测国内A508-3材料的辐照脆化趋势。 相似文献
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A508-Ⅲ钢是国际上核一级压力容器的常用材料。由于反应堆压力容器在服役过程中将暴露在较强的中子辐照场中,辐照脆化是压力容器老化失效的主要原因之一。因此,容器材料辐照后的疲劳性能应该被检测并将数据结果存入数据库,以便于评估压力容器在服役过程中的安全性及剩余寿命。 相似文献
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我国自主设计建造的某核电厂已进入延续运行阶段,作为反应堆核心部分的压力容器辐照脆化性能评价采用了国外的辐照脆化预测模型,但该模型基于的辐照数据不能有效代表我国反应堆压力容器(RPV)材料的辐照脆化性能,尤其是针对延续运行阶段。本文基于国内外RPV辐照脆化预测模型及其开发机理,构建了适用于我国工程应用的自主低Cu RPV辐照脆化预测模型,该模型考虑了稳定基体缺陷和合金元素析出沉淀等辐照脆化关键因素,同时根据国产低Cu RPV材料的辐照脆化数据,开展了自主模型的标准偏差和裕量分析,结果表明模型预测置信度较高。最后依据自主模型评估该核电厂RPV的辐照脆化性能,证明其延续运行至60等效满功率年(EFPY)具有可行性。 相似文献
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反应堆压力容器是核电厂最重要设备之一,其辐照脆化状态决定了核电厂的实际运行寿命。通过借鉴国外反应堆压力容器安全评估方法,开发出一套反应堆压力容器辐照脆化时限老化分析(TLAA)的方法。该方法从上平台能量、反应堆运行压力-温度曲线及承压热冲击3个方面评价压力容器材料在正常工况和事故工况下的安全裕度。采用该方法在秦山核电厂运行许可证延续(OLE)项目中对反应堆压力容器进行了辐照脆化TLAA安全评估,其评估方法和评估结论到得国家核安全监管局的认可,为秦山核电厂延寿20 a奠定了基础。 相似文献
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《中国原子能科学研究院年报(英文版)》2018,(0)
正反应堆压力容器是核反应堆安全的重要屏障,其服役过程中的辐照脆化和热老化等效应值得深入研究。小角中子散射技术能用于分析压力容器钢内部纳米尺度结构变化,如铜析出物的产生演化、辐照引起纳米缺陷等,是研究热老化和辐照脆化效应的关键实验研究方法之一。这主要得益于小角中子散射的技术优势,如具有取样体积较大、磁性灵敏、可原位加载样品环境设备等。 相似文献
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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 相似文献
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反应堆压力容器(RPV)的辐照脆化问题是核安全的重中之重,影响到核电厂的安全性、经济性与公众信心。介绍了传统RPV辐照监督方案,讨论了现行技术的局限性,梳理了RPV辐照监督无损评估技术国外研究进展与存在问题,在实验与理论研究的基础上创新性地提出了中子辐照条件下RPV钢力学性能预测统一模型,并形成了基于电磁性能的RPV辐照监督无损评估技术,进一步完善后具有较好的工程应用前景。同时指出了开展RPV钢电磁性能实验研究,既有助于从一个全新的角度理解与再认识国产RPV钢长寿期服役时的辐照脆化行为,又有利于揭示RPV钢辐照脆化机理,丰富辐照脆化的基础理论。 相似文献
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《中国原子能科学研究院年报》2017,(0)
正轻水反应堆(LWR)的压力容器(RPV)钢在长期正常服役条件下会发生材料性能降级(主要指发生材料脆化),其主要原因在于中子辐照促进或导致的一些微观结构变化,如富Cu沉淀或团簇(CRP)、基体损伤(MD)以及溶质原子(如P原子)在晶界偏析。基于物理机制构建RPV钢辐照脆化预测模型对于高剂量中子辐照下的预测可靠性大有裨益。本项研究从国内RPV钢辐照脆化数据(包括试验堆加速辐照实验数据)出发,在前人研究基础上,构建了含有CRP和MD贡献的物理型RPV 相似文献
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反应堆压力容器材料辐照脆化机理研究进展 总被引:1,自引:0,他引:1
反应堆压力容器(RPV)材料辐照脆化机理的研究是提高材料辐照脆化抗力、解释辐照脆化效应、建立辐照脆化预测模型的理论基础。开展RPV材料辐照脆化机理的研究不仅有助于认识辐照脆化现象的本质,建立科学的辐照脆化预测模型,改进RPV材料的成分设计和制造工艺,也有助于提高材料的辐照脆化抗力,对于改进RPV材料的性能具有重要意义。本文从RPV材料的发展和微观结构观测手段的进步两方面论述了RPV材料辐照脆化机理研究的两个发展阶段及其主要成果,并对今后的研究手段及研究方向进行了讨论。 相似文献
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PWR反应堆压力容器监督数据分析及寿命初步评估 总被引:1,自引:0,他引:1
由于长期在中子辐照场、温度场以及应力场的作用下,反应堆压力容器材料性能会出现蜕化的现象,主要表现为韧脆转变温度升高,屈服强度增加,以及断裂韧性降低等。为了监测压力容器材料的辐照效应,需要在反应堆内安装一定数量的监督管,定期抽出进行辐照监督试验。通过进行反应堆压力容器的辐照监督试验可以获得压力容器材料辐照脆化及辐照环境的相关数据,利用这些数据修订反应堆冷却剂压力-温度限值曲线,以防止压力容器发生脆断,从而保证反应堆的安全运行。随着反应堆服役时间的增加,PWR冷却剂的压力-温度运行窗将逐渐缩小,直到寿期末运行窗将… 相似文献