基于格林函数的应力简化计算方法及试验验证研究

以格林函数为基础,开发了高温高压条件下管道应力影响函数,在实验室条件下选取管道壁面上的典型点,通过高温应变测量对该方法进行了验证。结果表明,基于格林函数的应力简化计算方法的计算结果与试验结果吻合较好,该方法可应用于核电厂关键设备和管道的强度及疲劳寿命的快速评价,亦可用于疲劳监测系统开发。     

氮化前显微组织对SmFeN合金磁性能的影响

本文研究了Sm含量,凝固速度及Nb和Zr元素的添加对Sm-Fe合金微观组织及氮化后Sm2Fei7Nx合金磁性能的影响.研究结果表明:采用真空感应炉熔炼Sm-Fe合金,当Sm的补偿量大于10wt%时,合金铸锭组织中出现大量的富Sm相,这将导致氮化后磁体磁性能的恶化;提高铸锭的冷却速度及添加Nb和Zr等元素可以有效地细化铸锭中α-Fe相的晶粒,减少均匀化退火后α-Fe相的数量,提高磁性能.     

CF-8M铸造不锈钢热老化的无损检测和评估方法研究

核电站主管道铸造不锈钢在280~325 ℃下长期运行服役过程中存在热老化脆化问题,韧性会大幅下降,为检测和评估主管道材料的热老化程度,通过对核级CF 8M静态铸造不锈钢主管道材料在400 ℃下热老化10 000 h的样品进行了热电势测量,研究了不同热老化阶段的力学性能（冲击能）和热电势与老化时间的关系,获得了热老化影响因素归一化后的参数与力学性能（冲击能）和热电势的对应关系式。结果表明,在热老化初始阶段冲击能下降较快,达到8 000 h后冲击能下降趋势已趋于平缓。在试验周期内,随着对数老化时间的增加,热电势呈线性增加;随着热电势的增加,冲击能开始下降较快,后期下降趋势变缓,逐渐趋于饱和,冲击能随热电势变化的形式和冲击能随热老化时间变化的形式相似。对热老化影响因素进行归一化后的参数值与热电势呈线性关系,基于该关系式可利用热电势检测技术评估服役部件热老化后的性能下降程度。     

秦山核电厂反应堆压力容器辐照脆化时限老化分析

反应堆压力容器是核电厂最重要设备之一,其辐照脆化状态决定了核电厂的实际运行寿命。通过借鉴国外反应堆压力容器安全评估方法,开发出一套反应堆压力容器辐照脆化时限老化分析（TLAA）的方法。该方法从上平台能量、反应堆运行压力-温度曲线及承压热冲击3个方面评价压力容器材料在正常工况和事故工况下的安全裕度。采用该方法在秦山核电厂运行许可证延续（OLE）项目中对反应堆压力容器进行了辐照脆化TLAA安全评估,其评估方法和评估结论到得国家核安全监管局的认可,为秦山核电厂延寿20 a奠定了基础。     

核电厂电仪设备延寿再鉴定试验研究

在核电厂电气仪表设备（简称电仪设备）环境鉴定研究成果的基础上,开展核电厂电仪设备延寿再鉴定分析和试验研究。以秦山第一核电厂DDG-1型电气贯穿件（EPA）为研究对象,根据运行实际制定了再鉴定试验研究的遵循原则,在此原则下结合分析法确定了试验方案和试验项目序列以及EPA修复依据和方案,并在此基础上开展再鉴定试验研究。适当修复后的DDG-1型EPA按试验大纲依次通过了设备性能随时间变化的试验、抗震试验、设计基准事故（DBA）条件下热力学试验和DBA后极限电性能试验,试验后状态完好,表明该DDG-1型EPA经适当修复后能够完成继续延寿20 a的预期目标,可为核电厂其他电仪设备再鉴定试验研究提供指导和借鉴。      

核安全级电缆鉴定寿命的分析再评估技术

基于对安全级电气设备（1E设备）鉴定方法和鉴定寿命的分析和研究,将分析再评估技术应用于核电厂有环境鉴定要求的电缆（EQ电缆）的寿命评估,可在满足安全要求的前提下合理地延长EQ电缆的鉴定寿命,确保电缆在鉴定寿命的延长期内仍然能够按照规范的要求实现其预期功能。该方法不仅可用于核电厂正常运行期间电缆合格鉴定状态的评估,也可用于电缆在核电厂运行许可证延续（OLE）期间实现其预期功能的能力评估,该方法在国内核电厂已有实际应用。     

稳压器波动管疲劳状态分析及对策

为建立热分层以及运行环境对稳压器波动管（简称“波动管”）疲劳影响的分析方法和流程,通过数值模拟、热分层载荷分析、环境影响系数分析计算,对波动管疲劳状态进行分析预测。研究结果表明,受热分层和运行环境的影响,波动管在寿期末累积疲劳使用系数（CUF）接近于1.0,因此需加装在线疲劳监测系统,对波动管的疲劳状态进行实时监测,避免突发断裂。     

核电厂电仪设备的服役环境监测

电仪设备的老化与其服役环境密切相关,设备的服役环境参数（如温度、辐射和湿度等）决定着设备及部件的老化速率,影响着设备的寿命和可靠性。本文就核电厂安全重要电仪设备环境监测的通用要求和监测流程,监测参数和监测仪表,监测位置和监测频度等内容进行了论述,可为核电厂电仪设备老化管理、故障根本原因分析、运行许可证延续等所需的电仪设备的服役环境参数获取提供支持和指导。     

基于构件尺度的预应力混凝土徐变模型研究

为评估核电厂安全壳结构的长期预应力损失,以预应力混凝土梁为研究对象,采用试验研究与理论分析相结合的方法,建立预应力混凝土徐变预测模型。在已有的预应力混凝土梁徐变试验基础上,采用相同的混凝土材料进行相同环境下的收缩试验,以测定预应力混凝土梁的实际收缩变形。考虑到混凝土收缩、徐变、预应力筋松弛的耦合作用,引入龄期调整有效模量法,建立由试验数据推导混凝土徐变系数的计算方法,最终建立预应力混凝土徐变模型并预测其长期徐变变形,为核电厂安全壳结构长期预应力损失评估提供了理论支撑。