镍基复合涂料对环境电磁辐射的屏蔽效能研究

分别对手机基站及电视发射塔等典型环境电磁辐射源附近的电磁辐射强度进行了测量。再以羰基镍粉和水性清漆为主要原料,制备出针对射频电磁辐射的复合涂料,对该涂料制备的屏蔽材料进行现场电磁辐射屏蔽效能测试。结果表明,典型电磁辐射源附近环境电磁辐射强度未超过国家控制限值,镍基复合涂料对环境中的射频电磁辐射具有较高的屏蔽性能。在本实验所采用配方及工艺条件下,当单位面积镍含量为0.015 g/cm²时,其屏蔽效能最高。     

锌对镍基690合金均匀腐蚀影响的XPS分析

在不加锌和加锌浓度为50ppb的两种模拟压水堆一回路水质环境下,对镍基690合金的腐蚀行为进行了研究。经过腐蚀浸泡1 500h后,用X射线光电子能谱(XPS)对其表面氧化膜结构进行深度分析。结果表明,Zn对内层氧化膜内的NiCr₂O₄和FeCr₂O₄中的Ni和Fe起到了置换作用,形成了ZnCr₂O₄。     

用固体径迹探测器观测镍基高温合金发动机叶片的脱硼现象

目前,我国的发动机叶片材料多采用添加硼的镍基高温合金。硼在高温合金中的作用是强化晶界,阻碍裂纹的形成与扩展。由于硼的扩散对温度很敏感,因此对热处理及使用过程中可能发生的脱硼现象及脱硼区深度的了解是很重要的。本工作采用α粒子径迹显微照像术观测了硼的分布及热处理不当导致发动机叶片表面的脱硼现象。     

承压热冲击下材料特性对反应堆压力容器结构完整性的影响

介绍了承压热冲击(PTS)分析的背景和研究现状,阐述了基于确定性断裂力学的反应堆压力容器(RPV)结构完整性分析方法.分析了材料性能模式(线弹性和弹塑性)和辐照效应对PTS下RPV结构完整性的影响.     

热机械处理对镍基高温合金晶界特征的影响

对合金INCONEL617实施基于热机械处理（TMP）方法的晶界工程（GBE）来优化晶界分布特征（GBCD）,并增加了低三重位点阵晶界（CSLBs）份数。经过减薄5％并随后在1100℃保温90min退火的试样,比减薄量更大的试样增加的低三重位点阵晶界（CSLBs）多。通过TMP处理优先增加∑3^n（∑3、∑9和E27）晶界的份数,这对于提高材料性能来说是很合适的。GBE优化后的GBCD,在850℃保温672h,其热稳定性没有显著降低,这已得到了证实。     

影响反应堆压力容器安全运行的根本原因及应对措施

从实现核反应堆安全目标和运行工况的角度,分析了反应堆压力容器在承受压力、温度和快中子辐照条件下的失效形式及根本原因。针对能量≥1MeV快中子辐照损伤,给出了预测和监督方法;对承压热冲击下可能引发脆性断裂进行了分析,并提出了分析方法。分析和介绍了各运行工况下RPV安全运行的压力一温度限值计算方法。     

承压热冲击对核压力容器强度的影响

主要研究核压力容器承压热冲击（PTS）的瞬态过程,对热应力和机械应力产生的耦合效应进行分析,评价承压热冲击事件对容器强度的影响。利用有限元方法,建立合理的三维计算模型,模拟核压力容器进出口水管附近的承压热冲击的过程和特性。承压热冲击的历程大体在几百秒量级。热冲击产生的应力大压力变化产生的应力,最大应力出现在接管和容器的接口附近,在这些区域产生局部塑性区。     

用正电子湮没寿命谱法研究退火对镍镀层结构的影响

1981年Vertes等人采用正电子湮没技术研究镍电镀层的结构时,在退火研究中却忽略了对镍镀层的物理性能有重要影响的渗氢和杂质的化学聚团作用。本文论述用正电子湮没寿命谱法研究暗镍和亮镍两类镀层退火时结构缺陷的运动规律,杂质化学聚团作用和再结晶行为。     

辐照损伤对反应堆压力容器钢电磁性能的影响

介绍了国内外在反应堆压力容器钢辐照脆化过程中电、磁性能的变化规律研究方面所开展工作,并讨论了目前所取得的研究成果与存在的不足。最后通过探索指出了反应堆压力容器钢在服役时力学性能、电性能与磁性能之间的潜在关联,以此为基础形成无损评估技术,可为反应堆压力容器钢辐照监督提供一个新的思路,并可作为现阶段传统辐照监督破坏性试验评价方法的一个重要补充。     

反应堆压力容器管座过盈量对应力的影响研究

基于厚壁圆筒计算公式,给出配合面径向压力与过盈量的关系式;基于最大剪应力理论,给出了管座、管孔的应力强度的计算式;并以反应堆压力容器管座为例,采用理论公式、有限元方法分别进行了计算。计算结果表明,理论公式满足工程精度要求,可为过盈量的选取提供技术支持。     

低铜合金反应堆压力容器钢辐照脆化预测评估模型

反应堆压力容器（RPV）材料辐照脆化预测评估对保证核反应堆安全运行、预防重大灾难性事故的发生具有重要意义。通过深入了解RPV材料辐照损伤机理和分析国外较为成熟的RPV辐照脆化预测模型,揭示了国外有关压力容器辐照脆化预测模型对低铜RPV辐照脆化预测的不足及其原因。在此基础上,发展和建立了适用于低铜RPV辐照脆化趋势的预测模型CIAE-2009。利用辐照性能数据对CIAE-2009模型进行了验证。结果表明,CIAE-2009对低铜含量RPV材料辐照脆化趋势预测具有较高的准确性和可靠性。     

反应堆压力容器模拟钢中富Cu原子团簇对材料力学性能的影响

采用淬火和时效处理方法诱发压力容器模拟钢中的微量杂质元素Cu以富铜原子团簇析出。力学性能试验结果表明,富铜原子团簇的出现导致压力容器模拟钢韧脆转变温度出现明显变化,而屈服强度和抗拉强度增长较小,塑性也只有较小程度下降。三维原子探针分析结果表明,富铜原子团簇的数密度为1023 m-3数量级,富铜原子团簇直径为1～3 nm。     

反应堆压力容器内壁面异种金属焊接缺陷的修复及力学评价

某核电站反应堆压力容器(RPV)制造期间超声检测（UT）显示,顶盖法兰内壁面堆焊层熔合线附近出现大范围连续焊接缺陷,环向跨度大于8°,造成大范围低合金钢母材减薄。针对上述缺陷的产生开展了根本原因分析,结合技术现状给出补焊不锈钢的修复方案并展开详细的力学评价,从应力、疲劳和密封角度分析该缺陷对RPV性能的影响,论证了该修复方案的可行性。补焊不锈钢方案已得到工程应用,可为工程上类似问题的处理提供借鉴。     

反应堆压力容器强度可靠性分析

应用ANSYS有限元程序,采用蒙特卡洛法中的直接抽样法和拉丁方抽样法、响应面法中的中心指数设计抽样法和Box-Behnken矩阵抽样法完成反应堆压力容器强度可靠性分析,给出指定输入条件下压力容器强度的可靠度。结果表明,对压力容器母材可靠度的影响程度由大到小依次为内压、母材许用应力和母材弹性模量;对主螺栓可靠度的影响程度由大到小依次为螺栓材料许用应力、螺栓预紧力和内压。     

核反应堆压力容器可靠性分析

本文介绍了反应堆压力容器可靠性的概率分析方法。其主要内容包括初始裂纹、裂纹扩展、载荷条件和物性参数等的概率分布.     

反应堆压力容器60a设计寿命研究中力学性能分析

本文以百万千瓦级核电站(CNP1000)反应堆压力容器为例,分析研究了设计瞬态和疲劳损伤、脆性破坏等因素对60 a设计寿命反应堆压力容器的影响.针对不同的分析内容,选择反应堆压力容器具有代表性的部位,论证了60 a寿期末反应堆压力容器结构的完整性.     

核电厂反应堆压力容器和主管道焊缝残余应力分析

综述了现有的反应堆压力容器和主管道焊缝残余应力的测试结果和残余应力选取的实践经验。对于反应堆压力容器环焊缝,残余应力沿壁厚呈余弦分布,其最大值可取为60MPa。对于主管道对接环焊缝,最大残余应力区域通常位于在焊缝中心线且靠近管道外表面,而运行过程中的缺陷常出现在内表面区域,在进行安全性评价时焊缝最大残余应力可取为100MPa。     

在役反应堆压力容器延寿探讨

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。