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目的 结合核材料应用环境,探究应力作用对304奥氏体不锈钢、430铁素体不锈钢和T91马氏体不锈钢的TIG焊焊缝辐照损伤行为的影响.方法 采用剂量(每cm2的离子数量)为2.1×1017,辐照能量为150 keV,束流为60μA的He+离子束,对2种应力状态下3种不锈钢的焊缝进行He+辐照,并对其辐照前后的微观形貌和显微硬度进行测试分析.结果 SEM图像表明,外加拉应力的引入对304奥氏体不锈钢焊缝辐照缺陷的密度分布和尺寸大小的影响最大,辐照缺陷的间距在有应力作用时缩小了61.5%,缺陷的尺寸则增长了59.2%;纳米压痕数据显示,外加拉应力对T91马氏体不锈钢辐照硬化率增长的影响相对较小,仅为17.9%.结论 应力会使辐照缺陷最大尺寸增加,应力会在一定程度上降低材料的抗辐照性能.辐照导致T91,304,430这3种不锈钢焊缝硬度提高.相同应变条件下,与430不锈钢和304不锈钢相比,T91钢焊缝辐照硬化增量最小,T91焊缝的抗辐照硬化性能相对优异,工程应用中可优先选用T91钢. 相似文献
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针对“华龙一号”堆芯液位探测器在功能试验过程中出现的液位跟踪曲线异常波动,无法准确跟踪液位变化的问题,通过研究分析热传导相关特性,确定是由于水蒸气中气泡聚集和试验装置顶部过冷导致,经过调整试验过程中的压力容器压力、电加热功率和降水位速度等方法,对功能试验的方法与试验装置进行改进设计,最终消除了功能试验中的跟踪曲线异常抖动现象。 相似文献
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失水事故(LOCA)是压水堆核电厂的一种典型设计基准事故,该事故后的安全壳热工响应过程,尤其是安全壳压力峰值直接影响安全壳结构的完整性。本文采用确定论现实方法(DRM)对华龙一号核电厂LOCA质能释放与安全壳热工响应进行分析研究。对关键参数进行敏感性分析及统计计算,并建立DRM惩罚模型。计算结果表明,DRM惩罚模型的计算结果始终高于95%置信水平下、95%概率下的统计计算值,DRM惩罚模型是保守的。DRM方法对于华龙一号核电厂的LOCA质能释放与安全壳热工响应分析是适用的。 相似文献
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换料算法是换料机控制系统的核心技术,决定着整个换料过程的安全性和经济性。通过对堆芯组件分布建模,提出以二维数组为基础的堆芯偏置换料算法并对算法相关的关键问题进行论述。工程实践表明,此算法简单高效,在满足核安全的前提下,能大幅缩短换料时间,具有可观的经济效益。 相似文献
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