核电厂1E级电缆的核安全审查

阐明对核电厂1E级电缆核安全审查的基本要求.     

浅谈核电厂核安全级设备焊接质量保证

通过对核安全级设备焊接质量保证体系重要性进行分析,从核安全监管的角度总结和梳理焊接质量保证体系建立的基本要求,并提出了保持质量保证体系有效运行的主要措施和方法,阐述实践和培训是体系提升和改进的主要方式,最终目的保证设备焊接质量受控。     

核级石墨氧化腐蚀模型研究

高温气冷堆内应用到大量核级石墨材料,对其长期氧化腐蚀行为进行研究至关重要。文章建立了综合考虑石墨内部孔隙率变化及失重率影响的石墨氧化模型,对气体在石墨内部的瞬时氧化腐蚀情况进行了模拟计算。提出氧化深度的概念,研究发现反应温度越高,反应气体在石墨内部的氧化深度越小;并与实验结果及其他模型的计算结果进行了对比,验证了模型的有效性。     

进口民用核安全设备安全检验工作中的设备审查

在进口核安全设备的安全检验中,对这些设备进行审查可以避免有缺陷的或不能证明其满足相关标准的设备用于我国核电厂,从而保障核电厂的安全运行。本文介绍了安检工作的目的、流程、内容和审查范围,重点介绍了对安检工作中设备文件的审查依据,提出了安检工作中设备文件的审查要点。     

秦山第二核电厂中核级无纸智能记录仪更换审查

本文介绍了秦山第二核电厂中核级无纸智能记录仪申请更换的工作内容，重点说明了审查要求以及具体的审查步骤，为以后在役电站中核级备的更新替换审查提供了参考。     

石墨垫片密封泄漏率计算方法研究

为完善核级主设备密封分析及设计方法,基于稳压器人孔密封结构建立了密封数值分析模型,对石墨垫片密封接触应力进行了分析研究;结合平行圆板流动模型和多孔介质渗流模型建立了石墨垫片密封质量泄漏率理论预测模型;基于理论预测模型计算了设计工况、试验工况和启动瞬态工况下的质量泄漏率,对主要影响参数进行了分析和讨论。研究结果表明,石墨垫片密封接触应力沿周向分布较为均匀,而石墨环沿径向的中间区域接触应力值略低于石墨环两侧;在温度和压力上升瞬态中,密封接触应力随时间呈现出下降的规律,密封质量泄漏率与接触应力呈负相关,增大密封接触应力可以降低质量泄漏率,但降低效率逐渐减小,减小粗糙度可以显著降低质量泄漏率。本文分析方法可为核级主设备密封泄漏率分析和紧密度评价提供重要参考。     

核级石墨断裂力学性能研究

为研究核级石墨(IG11)的断裂力学性能,对单边切口的石墨梁进行三点弯曲断裂试验,采用电子散斑干涉(ESPI)技术测量梁试件表面的场位移。试验结果表明,石墨的起裂荷载为680~838 N,峰值荷载为845~974 N;峰值荷载处,裂纹口张开位移为0.088~0.091 mm,裂纹尖端张开位移为0.016~0.018 mm,裂缝长度约为25 mm;参照混凝土双K模型及线弹性断裂力学,确定石墨的起裂断裂韧度为0.96~1.19MPa·m~(1/2),失稳断裂韧度为1.61~1.85 MPa·m~(1/2),弹性模量为10.22 GPa。不同加载步的包裹相位图表明,石墨断裂过程区接近正方形,在峰值荷载之前,边长不超过3 mm;峰值荷载之后,边长在5~8 mm范围内变化。     

核级石墨微观孔隙有效扩散系数研究

有效扩散系数是描述石墨内部扩散传质的重要参数,传统经验公式中的单一平均孔径假设无法反映石墨内部复杂的孔隙孔径分布规律及其对扩散的影响,现有核级石墨的有效扩散系数计算公式与实验结果相差较大。考虑到受Knudsen扩散影响,并根据核级石墨微观孔隙孔径分布规律及扩散理论将孔径范围分为两类,从而对有效扩散系数计算公式进行了修正。采用压汞仪对IG110核级石墨未氧化及不同温度下等温氧化样品进行了孔径分析,采用本文修正公式计算了有效扩散系数并与实验测量结果进行了比较。同时对失重率、温度和压力对有效扩散系数的影响进行了讨论。结果发现,修正公式计算结果与核级石墨扩散系数的实验结果相符,提高了核级石墨有效扩散系数的计算精度。有效扩散系数随失重率的增加而升高,失重率低于20%时增长明显。有效扩散系数与温度呈0.528次方关系,与压力大致呈-0.33次方关系。     

百万千瓦级核电站核级支吊架的国产化开发

本文简介了核电站管道支吊架的国内外研究现状和发展方向以及核级标准管道支吊架研究的目的、意义，从设计和制造的角度出发，阐述了如何进行核级标准管道支吊架的国产化工作。     

核级石墨失重率对其氧化速率的影响

采用热重分析方法研究600⁷50℃温度范围内IG-110核级石墨在空气中的氧化行为,分析失重率对其氧化速率的影响。利用随机孔隙模型拟合了IG-110、H-451、NBG-18及NBG-10等4种核级石墨的结构参数,并确定了各自的失重率影响因子表达式。结果表明,随着氧化反应的进行,核级石墨的氧化速率随失重率的增大呈现先增大后减小的趋势,氧化速率的最大值出现在30%750℃温度范围内IG-110核级石墨在空气中的氧化行为,分析失重率对其氧化速率的影响。利用随机孔隙模型拟合了IG-110、H-451、NBG-18及NBG-10等4种核级石墨的结构参数,并确定了各自的失重率影响因子表达式。结果表明,随着氧化反应的进行,核级石墨的氧化速率随失重率的增大呈现先增大后减小的趋势,氧化速率的最大值出现在30%⁴0%失重率范围。使用随机孔隙率模型可以较好地模拟失重率对氧化速率的影响,其中石墨结构参数随核级石墨平均粒径的增加而减少。     

仪器中子活化分析方法测定核纯级石墨中的杂质

石墨具有较小的中子吸收截面,被用来做为反应堆的慢化剂和反射层,对做为核材料石墨的纯度要求是很高的,它要求不含有中子吸收截面较高的杂质及经照射后能产生γ强放射性的杂质,如:稀土元素、硼、镉、钴、钪等等。用堆中子活化分析方法测定核纯级石墨中杂质含量可以不破坏样品,有较高的分析灵敏度。作者用仪器中子活化法分析了原子能研     

高温气冷堆核级石墨相关问题研究

本文通过对石墨在高温气冷堆中的运行环境进行了分析,研究了在石墨堆内构件设计中的关键问题和在高温气冷堆单个模块及其未来发展中核级石墨的需求。从原料、成型及中子辐照等角度分析了核级石墨国产化研究方向。根据核级石墨目前的研发形势,进行了风险问题分析。     

核级石墨辐照变形对辐照应力和寿命的影响

石墨是高温气冷堆的堆芯关键结构材料,其机械性能,尤其是辐照后特性,对反应堆的运行安全至关重要.不同牌号的石墨在制备工艺上有较大差异,导致内部微观结构的不同,从而影响石墨的辐照变形.本工作通过对高温气冷堆堆芯侧反射层石墨砖的辐照行为进行数值仿真,分析不同石墨材料的辐照变形对石墨结构的辐照应力和辐照寿命的影响.结果表明,石墨结构的辐照应力和辐照寿命对石墨材料的辐照变形高度敏感.相关结论将为高温气冷堆堆芯石墨砖的结构设计提供重要的数值依据.     

螺纹套修复核电设备螺纹孔的核安全审查要点

加装螺纹套是修复核电厂设备法兰螺纹孔损伤的一种常用手段,被损螺纹可得到快速有效地修复,且螺纹的承载能力和抗疲劳能力得到提高。在螺纹套修复不符合项的核安全审查过程中,应对标准符合性、螺纹套的材质、实施方案、服役分析、跟踪措施等方面进行全面审查,以保证修复的可靠性和质量。     

仪器中子活化分析方法测定核纯级石墨中的杂质

一、序言石墨被广泛地用作核材料,如反应堆中的慢化剂和反射层等,这主要是由于它本身的中子吸收截面很小。因此,为确保好的中子平衡态,核纯级石墨中不应含有某些高中子反     

孔隙率对核级石墨氧化的影响

核级石墨在高温气冷堆中作为结构材料、慢化材料和反射层材料等被广泛应用,其氧化性能对高温气冷堆在进水或进气事故下材料的腐蚀行为有重要影响。初始孔隙率分布及孔隙率在氧化过程中的变化均对石墨氧化造成影响。本文以核级石墨IG-110、H-451、NBG-18和A3-3为例,以直径为6 cm的石墨球为研究对象,在一维瞬态氧化模型的基础上,分析了初始孔隙率分别服从均匀分布、正态分布和对数正态分布时对石墨氧化的影响。从模型简化和高温气冷堆安全分析角度保守考虑,建立石墨氧化模型时,核级石墨初始孔隙率可取均匀分布,此时石墨的整体失重率最大。     

C离子辐照对核级石墨硬度和杨氏模量影响研究

为了探明离子辐照剂量和辐照温度对核级石墨硬度、杨氏模量及微观组织的影响,采用0.02 dpa、0.2 dpa和2 dpa剂量的C4+分别在室温和180℃下辐照核级石墨,利用纳米压痕仪和透射电镜对不同离子辐照条件下核级石墨的性能和微观组织进行研究。结果表明：室温辐照时,硬度和杨氏模量均随着辐照剂量的增加而增加,辐照剂量为2 dpa时,硬度与杨氏模量的峰值分别由未辐照时的0.51 GPa与15.52 GPa急剧增加到2.51 GPa与37.73 GPa。180℃辐照剂量为0、0.02、0.2 dpa时,硬度和杨氏模量也随着辐照剂量的增加而增加,均高于室温辐照相同辐照剂量下硬度和杨氏模量的峰值。当辐照剂量达到2 dpa时,硬度与杨氏模量的峰值从0.2 dpa的1.72 GPa和31.53 GPa迅速降为1.32 GPa和25.91 GPa。石墨硬度和杨氏模量的增加是由于辐照导致石墨内部的微裂纹闭合和基体缺陷增加造成的,180℃辐照2 dpa后硬度和杨氏模量的急剧降低是由于辐照导致石墨发生了非晶化导致的。     

用基于微观结构的概率断裂模型预测核级石墨强度

石墨在工程中,特别是在高温气冷堆中得到大量应用。近年来发展了很多关于多晶石墨的断裂理论,普遍认为概率断裂力学和基于微观结构的断裂准则的结合是石墨断裂研究的最可取的方向。本文用一种断裂力学模型,即Ｂｕｒｃｈｅｌｌ模型对１０ＭＷ高温气冷堆石墨反射层材料ＩＧ１１进行了分析。结果表明,该模型预测的结果与实验数据吻合良好。     

核级蓄电池的研究及国产化

为了核级蓄电池国产化,选定了蓄电池结构和电气性能满足核电站要求的GFD固定型防酸式铅酸蓄电池,并对具有代表性的十年自然老化的蓄电池做了抗地震试验,对蓄电池支架做了抗地震计算和分析,最终实现了核级蓄电池国产化。