自主反应堆压力容器辐照损伤预测模型构建分析

反应堆压力容器（RPV）辐照脆化问题是制约RPV安全服役的关键,构建辐照损伤预测模型是预测辐照脆化损伤的有效方法。本文通过研究辐照损伤参数化预测模型、结构化预测模型和人工神经网络预测模型等典型辐照损伤模型的构建机理和构建方法,对比了不同预测模型的优缺点。结果表明：基于辐照机理的预测模型构建技术较能反映辐照脆化的物理作用机理,基于此提出了RPV自主预测模型的构建技术路线。     

反应堆压力容器辐照监督无损评估技术研究

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。      

基于辐照脆化的反应堆压力容器60年设计寿命改进分析

反应堆压力容器(RPV)结构材料的辐照脆化是限制其使用寿命的最关键因素.本文着重从RPV材料辐照脆化机理研究出发,通过对比和分析M310、CNP1000、AP1000和EPR等堆型RPV材料、结构设计和辐照监督设计要求,对实现RPV 60年设计寿命的影响因素进行探讨,提出可在国内自主研发与制造的二代改进型及三代核电上实施的满足RPV 60年设计寿命的几项优化措施.     

反应堆压力容器材料辐照脆化机理研究进展

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。     

反应堆压力容器辐照监督

介绍了秦山第二核电厂600 MW压水堆机组的辐照监督计划,对监督、试验、评价方法以及超前因子偏大的原因进行了分析讨论.根据辐照监督数据评价了秦山第二核电厂反应堆压力容器辐照脆化效应.     

反应堆压力容器用大型低合金钢锻件评定技术

为固化核电反应堆压力容器(RPV)用大型低合金钢锻件的全流程制造工艺和关键工艺参数,基于RCC-M M140规范要求,提出一整套评定技术方案。该技术方案可对RPV低合金钢锻件化学成分、机械性能、金相组织的均匀性进行全面验证,已在RPV用低合金钢锻件制造过程中成功应用。     

反应堆压力容器承压热冲击概率断裂力学分析

在反应堆过冷瞬态下,沿壁厚范围内的温差将引起很大的热应力,在反应堆压力容器(RPV)内壁产生较高的拉应力,再加上内压的作用,内表面缺陷有可能迅速扩展甚至贯穿壁厚。本文采用概率断裂力学基本理论,考虑各参数的不确定性因素,在明确各参数随机分布特征的基础上,利用Monte Carlo法通过程序产生相应的随机数,然后依据断裂力学评定准则建立功能函数,最后完成可靠性数据的统计计算并给出失效概率。     

国产RPV钢质子辐照的巴克豪森噪声研究

采用240 ke V质子对国产反应堆压力容器(RPV)钢试样进行辐照。辐照注量为0.25×1017~5×1017cm-2(对应位移损伤量0.05~1 dpa)范围。对辐照试验分别进行巴克豪森噪声(MBN)检测和辐照样品的显微硬度测试,研究MBN信号与辐照注量和力学性能之间的关系。结果表明:MBN信号对辐照缺陷非常敏感,随着辐照损伤量增加MBN信号先快速降低,随后又开始升高,并在0.3~1 dpa区间变化趋于缓和。上述变化主要归因于材料内部磁畴壁与质子辐照缺陷的相互作用。显微硬度测试表明:质子辐照后材料呈显著的辐照硬化趋势;同时通过显微硬度与MBN信号对比发现,MBN信号与显微硬度存在显著的线性关系。     

反应堆压力容器钢的辐照脆化预测模型研究

对反应堆压力容器（RPV）钢的辐照脆化进行预测是保证核电站长寿期安全运行的重要方法。通过深入分析国外已有RPV钢的辐照脆化预测模型,揭示了已有参数化预测模型的不足,在此基础上建立了新的预测模型PMIE-2012。利用辐照监督数据对PMIE-2012的可靠性进行评价,结果表明,PMIE-2012对RPV钢的辐照脆化预测具有较高的准确性和可靠性。     

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。     

基于人工神经网络的RPV材料辐照脆化预测模型研究

在分析一定量随站测试样品的基础上,构建了具有较高精度的反应堆压力容器(RPV)材料韧脆转变温度(DBTT)预测的人工神经网络模型,并利用模型研究了中子注量和中子注量率对RPV材料DBTT的影响。结果表明,材料DBTT随着中子注量增加出现先线性上升,然后平缓上升,最后饱和的趋势,而中子注量率对RPV材料辐照脆化的影响不明显。     

反应堆压力容器辐照脆化状态评估

基于大量相似辐照脆化试验测试数据和实际辐照监督测试数据,采用统计分析的方法,选出适合于某核电厂反应堆压力容器（RPV）的辐照脆化评估公式。以该核电厂已经完成的辐照监督管测试数据为输入,对RPV当前的辐照脆化状态进行了评估,并推算、分析了RPV在寿期末的结构完整性;基于辐照脆化计算结果,绘制了各运行阶段RPV的压力-温度限值曲线（P-T曲线）,并给出运行建议。      

核压力容器材料国产化的可行性评述

文中扼要介绍了我国首次生产的 RPV 用 A508-3钢锻件的工艺和性能。通过对生产经验、试验研究、国内外文献和国内现有及新添设备的分析给出:实现600MW 核电站压力容器国产化在实际上具备了可行性和现实性。     

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。     

国产工艺的部分耗尽SOIPMOSFET总剂量辐照及退火效应研究

对国产工艺的部分耗尽SOIPMOSFET⁶⁰Coγ射线的总剂量辐照及退火效应进行了研究。结果表明：随着工艺技术的发展,正栅氧化层具有较强的抗辐照加固能力,背栅由于埋氧层厚度和工艺生长原因而对总剂量辐照较为敏感;辐照引入的深能级界面态陷阱电荷的散射作用,导致了正栅源漏饱和电流的显著降低;退火过程中界面态陷阱电荷的饱和决定了正栅亚阈曲线的平衡位置,而隧穿或热发射的电子只能中和部分背栅氧化物陷阱电荷,使得退火后背栅曲线仍与初始值有一定负向距离。     

反应堆压力容器法兰密封面材料的性能研究

采用手工惰性气体钨极保护焊(TIG焊)制备反应堆压力容器密封面材料E308LMoT0-3、E309LMoT0-3及对比材料ER308 L的不锈钢堆焊层,对其进行硬度测试、显微组织观察、抗晶间腐蚀性能分析,以及点蚀点位测量和偏离水质条件下的局部腐蚀试验,研究E308LMoT0-3、E309LMoT0-3堆焊材料的点腐蚀和缝隙腐蚀性能以及腐蚀机理。试验结果表明,E308LMoT0-3、E309LMoT0-3焊丝堆焊后的试样除了具有良好的硬度、耐晶间腐蚀性能外,还具有良好的耐局部腐蚀性能,可以代替目前压水堆核电厂普遍使用的ER308L不锈钢堆焊材料。