国产RPV钢铁离子辐照脆化行为的正电子湮灭研究

选取服役于我国高温气冷示范电站的反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)钢A508-3和纯Fe,采用3 Me V铁离子进行高温(250℃)与室温(约25℃)辐照,辐照损伤分别达0.1、0.5和1.0 dpa,对样品分别进行正电子湮灭和纳米压痕硬度研究。结果表明,辐照会使材料内部产生缺陷,这种缺陷以空位型缺陷和溶质原子团簇缺陷为主。且高温辐照产生的缺陷密度低于室温辐照,其中高温的退火效应使材料内部缺陷发生一定程度的回复。辐照后RPV钢和纯Fe都产生了一定程度的硬化,硬化程度随辐照损伤的增加而增高。对于RPV钢,高温辐照比室温辐照使材料内部产生更少的空位型缺陷和更多的溶质原子团簇型缺陷,因而RPV钢的辐照硬化可能主要是由溶质原子团簇型缺陷引起的。     

压力容器筒体形状偏差对安全性能的影响

１　前言压力容器的安全性能一直受到人们关注，尤其是属于核一级设备的核反应堆压力容器，其安全运行至关重要。各国规范对压力容器的选材、设计、分析和制造有严格的规定。设计者也应对容器在制造和使用过程中可能出现的问题及其对安全性能的影响做出正确的评估。压力容器的主要受压元件是筒体和封头，设计者依据标准并根据具体结构制订出筒体和封头的形状公差，所依据的标准一般为相应的国家标准。在制造过程中，难免出现形状超差（包括筒体或封头的整体偏离标准形状和容器的局部形状偏差过大）。此刻，设计者应能掌握这些偏差对容器安全…     

HTR-10一回路压力容器支承结构的抗震分析

介绍了HTR－10一回路压力容器支承结构的设计特点，重点介绍了支承结构的抗震计算过程。通过等效静力法和动力法的计算，证明了支承结构在地震条件下的安全性是有足够的保障的。     

HTR-PM侧反射层结构相似模型抗震试验与分析

采用石墨键榫系统连接固定的HTR-PM堆芯在地震下表现出非线性特征。为研究HTR-PM堆芯的非线性响应,清华大学核能与新能源技术研究院开展了堆芯侧反射层结构的1∶3相似模型抗震试验。试验模型由石墨砖、碳砖、石墨圆榫、方键和燕尾键组成。试验分下筒无球、下筒有球和全模型有球3种工况。每种工况分别施加白噪声、OBE、SSE等多种载荷。通过试验获得了侧反射层模型的模态、加速度动态响应、位移动态响应等结果。试验加载符合安全标准,堆内构件在地震载荷下的完整性得到验证。     

控制棒新型电磁驱动机构动态特性实验研究

介绍了一种全新的控制棒驱动机构方案—可动线圈电磁铁控制棒驱动机构 ,它将应用于中国先进研究堆上。该研究给出了动态位移实验曲线以及位移修正曲线。实验证明该机构运行稳定 ,没有任何抖动 ,各状态之间转换平稳 ,定位精度高 ,动态负载能力强 ,采用间接测量棒位时需要进行位移修正 ,位移修正值与电流和载荷有关     

大规模无线通信网络移动边缘计算和缓存研究

面向未来6G移动通信的大规模网络移动边缘计算与缓存技术,首先,介绍了大规模无线网络下移动边缘计算和缓存的架构与原理,并阐释了移动边缘计算和缓存技术在大规模无线网络中的必要性和普适性.接着,从计算卸载、边缘缓存、多维资源分配、用户关联和隐私保护这5个关键问题出发,综述和分析了移动边缘计算和缓存赋能大规模无线网络时会引入的...     

破前漏分析的一种工程化方法--LBB.NRC方法

介绍了破前漏分析中的一种方法——美国的LBB．NRC方法。该方法是一种较为工程化的适用于对承压管道进行破前漏分析的方法。所采用的算例是俄罗斯设计的高温气冷堆GT-MHR的水平连接壳。同时介绍了气体介质泄漏率的一种计算方法。     

10MW高温气冷堆压力容器主螺栓液压拉伸机

为了配合１０ＭＷ高温气冷堆３个压力容器的安装与拆卸,清华大学核能技术设计研究院研制了３种主螺栓拉伸机以代替昂贵的进口设备。本文对此拉伸机的研制情况、结构特点、设计参数、试验情况等方面作了描述,并给出螺栓预紧力的计算方法。这批拉伸机已成功地应用于１０ＭＷ高温堆３个压力容器的出厂水压试验。     

核电厂设备易损度分析方法综述

易损度分析方法是地震概率安全评价中的一个重要步骤。本文介绍了地震易损度分析方法的发展历程和数学模型,以及近年来国内外易损度分析方法的进展,并对地震易损度分析方法的主要研究方向进行了总结。     

10MW高温气冷堆压力容器用SA516-70钢板

SA516－70钢板具有中等强度和高韧性,机加工和焊接性能好。10MW高温气冷堆压力容器采用SA516－70钢板制造。其机械性能和水压试验均满足设计要求。