核能系统压力容器辐照脆化机制及其影响因素

核反应堆压力容器作为核电站不可更换的关键性设备,其设备完整性对核电站的安全运行起着至关重要的作用.在辐照条件下,反应堆压力容器钢中会形成一系列微结构缺陷,包括溶质沉淀、基体损伤和脆性元素的晶界偏聚等,导致材料的韧脆性转变温度升高,产生辐照脆化效应.而压力容器钢的成分和辐照条件决定了各种微结构对辐照脆化的贡献大小.本文主要针对核能系统压力容器辐照脆化机制及其影响因素进行了综述,总结讨论了这些微结构的形成机制及溶质元素、辐照通量和辐照后退火对这些微结构和材料机械性能的影响,并指出了存在的问题和未来的研究方向.     

国产低合金钢腐蚀疲劳和辐照脆化行为研究

对广泛用于压水堆核电厂压力容器材料的国产508－3低合金钢进行了模拟压水堆一回路介质条件下的腐蚀疲劳试验及辐照条件下材料及其焊接接头的冲击性能试验,研究了高温高压水和辐照的反应堆环境对材料特殊力学性能的影响,试验结果表明,高温水环境对国产508－3钢的低周疲劳性能有影响,但不明显,中子辐照引起508－3钢脆性加剧,但分析表明,材料的调整转变温度未超过设计规定的要求。     

辐照损伤对锆合金电化学性能的影响

综述了堆内辐照对锆合金电化学性能影响的概况，浅析了堆内辐照损伤的机理，并重点探讨了主要的堆内辐照源——中子辐照对锆合金微观结构与氧化性能的影响。进一步阐述了堆外离子轰击模拟堆内中子辐照研究方法的进展概况，并就离子轰击实验参量的选择进行了较为深入的分析。     

核反应堆压力容器的辐照脆化与延寿评估

核反应堆中辐照导致压力容器钢脆化使韧脆转变温度(DBTT)升高,从而危及压力容器安全运行,最终导致反应堆寿命终止.本文简要介绍了压力容器钢辐照脆化机制、在役反应堆的安全性监测、模拟预测DBTT的升高和反应堆延寿评估.     

基于数字信号处理的核反应堆压力容器钢辐照脆化的巴克豪森噪声检测仪

为了开发用于检测核反应堆压力容器(RPV)钢辐照脆化的便携式巴克豪森噪声无损检测仪,设计了MBN信号传感模块和信号调理模块,结合高性能的数字信号处理器,实现了产生激励信号、采集巴克豪森信号、处理与存储数据及实时显示信号的功能。为了验证该仪器的有效性及可靠性,制备了RPV钢试样,并对其辐照脆化倾向程度进行了检测。试验结果表明,基于DSP处理器的RPV钢辐照脆化检测仪具有较高的检测精度和较快的数据处理能力,为巴克豪森无损检测奠定了良好基础。     

小冲杆测试辐照对反应堆压力容器钢力学性能的影响

利用小冲杆(SP)对辐照前后压力容器钢(A508-3钢)在-150—20℃的温度范围内进行了力学性能测试,拟合出拉伸和冲击的SP数据标准化经验公式,并对SP测试后的断口进行了SEM分析.研究结果表明,SP测试获得的断裂能可较好地表征材料韧-脆转变特性;SP测试与标准冲击测试获得的辐照前后韧-脆转变温度(DBTT)变化趋势一致,SP测试获得的拉伸性能呈明显的硬化和脆化趋势,能够较好地表征A508-3钢的辐照硬化和脆化.     

国产反应堆压力容器材料—回路水环境疲劳设计曲线初探

硫含量、应变速率、温度、水中溶解氧含量等环境因素对反应堆压力容器(RPV)材料在高温高压水中环境疲劳寿命有重要影响。分析了将环境因素引入疲劳设计曲线的几个主要模型:统计模型、修正因子模型和国内新提出的模型(Wu模型)。分别采用这三个模型对国产RPV材料环境疲劳设计曲线进行了计算,并将计算结果与ASME规范中的疲劳设计曲线进行了对比。在应变幅值低于0.15%时,ASME曲线更保守,而应变幅高于0.15%时,结果相反。     

Embrittlement of a Cr-Mo Low-Alloy Steel due to Low-Temperature Neutron Irradiation

Embrittlement of a 2.25CrlMo steel stemming from neutron irradiation at 270℃ is studied by virtue of small punch testing in conjunction with scanning electron microscopy. The ductile-brittle transition temperature determined by the small punch test is much lower than that determined by the standard Charpy test. There is some irradiation-induced embrittlement effect after the steel is irradiated for 46 days with a neutron dose rate of 1.05×10-3-adpa/s(displacement per atom per second).     

压力容器用Cr-Mo钢的回火脆性

本文就硅、锰、磷和奥氏体温度对2(1/2)Cr-1Mo 钢回火脆性的影响作了研究。众所周知,这种钢在压力容器用 Cr-Mo 钢中有较高的脆化敏感性.根据这一研究,可以看到以下趋向:(1)减少硅、锰或磷的含量,脆化敏感性就降低;但是减少硅或锰的含量,强度也降低.(2)虽然增加奥氏体化温度助长了脆化敏感性,但是这种方法增加了强度。可以得出结论:在低的硅、锰和磷含量的条件下,尽量降低磷含量或从较高的奥氏体化温度淬火,可以得到强度高而回火脆性敏感性低的 Cr-Mo 钢。     

抗辐照材料研究进展

用于核反应堆的新候选材料研发是一项重要任务。由于反应堆环境恶劣,堆芯材料在高温下应具有良好的综合性能,如良好的强度、延展性、耐腐蚀性能和耐辐照性能等。此外,还应考虑低中子吸收横截面和中子活化。典型的空间核反应堆核心材料的选择主要由工作温度决定。随着反应堆设计工作温度的升高,一般以316不锈钢、镍基高温合金、氧化物分散强化（ODS）钢、铌合金、难熔金属和SiC陶瓷的顺序来选择设计堆芯材料。此外,高熵合金已经引起核领域的广泛关注。本文综述了以上不同材料体系在辐照过程中的力学性能演变,为进一步提升抗辐照性能提供研究指导。     

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 文章结合中厚板的生产工艺，对16MnDR、15CrMoR和15MnNbR等压力容器中厚板的显微组织和夹杂物级别进行了分析，为开发更高级别压力容器用钢提供了依据和借鉴。     

反应堆压力容器焊缝微裂纹问题的确认

反应堆压力容器TI管焊接工艺评定中焊缝根部普遍存在长度小于0.8 mm的微裂纹问题,针对这一问题专门向法国公司进行了咨询,确认长度小于0.8 mm的微裂纹是可以接受的.     

浅谈我国钢制压力容器焊接新技术

针对我国钢制压力容器相对薄弱的焊接领域,如厚壁压力容器、承装腐蚀介质的压力容器和不锈钢复合板压力容器,介绍了我国钢制压力容器的焊接新技术,包括窄间隙多丝埋弧焊、激光-电弧复合热源、带极电渣堆焊、药芯焊丝CO2气保护焊、脉冲TIG焊;分析了焊接新技术在压力容器焊接中的应用,并对未来发展进行展望。     

钛制容器产品试板压弯角度的探讨

针对钛制容器产品试板弯曲角度按现行标准执行中出现的问题，从力学角度进行探讨，导了了试板压弯对所采用的压头直径与试板厚度和延伸率的关系，即Ｄ〉（１／δ－１）ｔ，并提出了设定试板弯曲压头直径的新思路。     

压力容器封头整体冲压成形工艺

介绍了对非标准型双弧曲面封头冲压展开下料毛坯直径的计算公式。对模具结构和模具尺寸也提出了方法。通过全过程质量控制得到合格产品。     

反应堆压力容器大型锻件热加工质量控制研究

目前国际上普遍采用锻件制造反应堆压力容器,反应堆压力容器锻件的热加工的质量控制直接关系到反应堆压力容器部件的质量,反应堆压力容器部件制造质量是能否满足设计质量的关键.以某百万千瓦级核电站反应堆压力容器顶盖法兰锻件的生产为例,针对锻件的特点,控制生产中重要工序的质最影响因素,过程控制中应注意的问题和避免出现质量问题的关键.分析如何通过对热加工质量的过程控制,得到满足设计要求的合格产品.主要涉及到炼钢、锻造、热处理等工序过程控制的实施.     

锅炉、压力容器的主要受压元件管理及其报表系统

在分析各种材料性能后,设计一个通用表格,综合运用数据库技术,开发了一个基于Access数据库的锅炉、压力容器的主要受压元件管理及其报表系统.该系统提供了简洁、完善、友好的使用界面,便于查询和数据库维护,并有自动生成报表的功能.     

新型压力容器用钢的热处理与性能

研究了新型压力容器用钢的热处理与性能。结果表明,该钢经960℃×1.5h水淬+630℃×1.5h空冷回火后,可获得最佳性能:σ0.2=640MPa,σb=740MPa,δ=21%,ψ=75%,AKV=323J,硬度203HB。室温组织为铁素体及弥散的析出物。