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。     

注凝工艺制备二氧化锆陶瓷微球

采用注凝工艺制备二氧化锆陶瓷微球，测试了微球的性能，研究了分散剂、引发剂以及真空除泡等对浆料性质的影响。结果表明：将催化剂加入至二甲基硅油中可以避免浆料提前固化，有效延长其稳定存放时间，同时还可将浆料固化所需温度从90℃降低到50℃。采用振动分散技术可以获得尺寸分布均匀的二氧化锆陶瓷微球。     

反应堆压力容器钢质子辐照研究进展

相较于中子辐照,质子辐照实验具有成本低、周期短、辐照参数可精准控制以及辐照后样品没有放射性以便于后续开展性能测试、微观组织表征等优点,因此采用质子辐照实验的方式开展反应堆压力容器钢(reactor pressure vessel,RPV)辐照损伤效应的研究日益得到广泛应用。介绍了质子辐照实验的研究现状,对比了质子辐照与中子辐照的优缺点,讨论了质子辐照对材料微组织演变与力学及电磁性能的影响,分析了RPV钢质子辐照损伤机理,并评析了目前所取得的研究成果与存在的不足之处。最后提出了现阶段对国产RPV钢开展全面、系统的质子辐照实验研究工作的重要性与必要性。     

高温堆嬗变Pu燃料元件的制备

介绍了清华大学在制备高温气冷堆嬗变Pu惰性元件方面的研究进展.分别采用溶胶凝胶工艺和注凝成型工艺制备ZrO2陶瓷微球作为基体,经过低温烧结获得多孔微球;用U代替Pu进行浸渍后,再经过高温烧结获得致密的陶瓷微球;基体中的U含最基本稳定在10%左右.采用与10MW高温气冷堆燃料元件包覆颗粒相同的制备工艺,在ZrO2/U复合微球表面依次沉积疏松热解炭、致密热解炭、SiC和外致密热解炭,制备出包覆型嬗变燃料颗粒.     

5毫米的故事

<正>5毫米,一段微不足道的距离,可在河南豫光锌业公司动力厂仪表科人员的心中,却是追求质量的起点和追求。2016年年初的一天,在动力厂仪表科的一台仪表控制柜前,仪表科科长苗卫指着线路质问在场的安装人员:按照《电气仪表施工规范》,这个安装距离应该是40毫米,为什么这里是45毫米?不过相差5毫米,没什么大不了嘛。施工人员满不在乎地嘟囔着。苗卫的一双牛眼瞪了起来,把面前     

注凝成型制备UO2陶瓷燃料核芯

高温气冷堆采用UO2微球作为燃料核芯,目前的主要制备方法采用溶胶凝胶工艺.为简化工艺流程、减少废液量,本工作研究采用注凝成型工艺制备UO2陶瓷微球.研究表明该工艺具有工艺简单、废液量少等优点.分析了溶胶凝胶和注凝工艺过程中的化学变化,研究了影响陶瓷微球直径的因素.采用该工艺制备出的UO2微球平均直径为710 μm,n(O)/n(U)≤2.01,密度为10.70 g/cm3.     

在役反应堆压力容器退火处理技术的应用

介绍了核电站在役反应堆压力容器退火处理技术的原理及其主要影响因素,讨论了退火后材料的韧性恢复程度与再辐照脆化速度两项退火处理的关键参数,展示了退火处理的工程实施方案,比较了俄罗斯与美国设计的反应堆压力容器在实施退火处理时的主要差异项,最后提出了我国现阶段在条件成熟时可适度开展一些必要基础研究工作的建议。     

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。      

基于主曲线方法的国产A508-3钢PCVN和1/2PCVN试样断裂韧性研究

采用主曲线方法的单温度法和多温度法,对国产反应堆压力容器(RPV)材料的预裂纹夏比试样(PCVN试样)和1/2 PCVN试样进行测试分析,获得参考温度(T0)。对试验结果采用尺寸限度常数进行修正,结果表明选择尺寸限度常数为100时修正是合适的。     

铸造奥氏体不锈钢热老化效应的反常现象研究与退火延寿技术探讨

介绍了核电厂用铸造奥氏体不锈钢材料的热老化效应、影响因素及铁素体相的特点等,举例分析并讨论了热老化过程中出现的反常现象。从微观机理分析、应用实例等方面探讨了核电厂铸造奥氏体不锈钢材料的退火延寿技术。