核电新燃料运输容器聚氨酯泡沫填充材料寿命预测

核电新燃料运输容器长期服役寿命主要受限于填充在壳体中起防震和隔热作用且不可更换的硬质聚氨酯泡沫材料。为评估填充在新燃料运输容器中的硬质聚氨酯泡沫材料的老化寿命,分别在不同温度条件下对硬质聚氨酯泡沫材料进行加速热氧老化试验,定期监测其压缩性能、颜色及微观形貌变化规律,分析其热氧老化行为。根据聚氨酯泡沫材料在不同温度下的压缩强度变化规律,获得聚氨酯泡沫材料在不同温度条件下的老化失效时间,采用阿伦尼乌斯方程外推法预测其在实际服役温度条件下的老化寿命。结果表明,聚氨酯泡沫材料适宜的热氧老化试验温度区间为100~120℃。经微观形貌观察,新燃料运输容器聚氨酯泡沫填充材料在热氧老化试验期间发生泡孔塌陷和泡孔壁破裂的现象,导致压缩强度下降。通过计算分析,在新燃料运输容器设计最高使用温度38℃条件下,预测聚氨酯泡沫材料服役寿命为54 a,能够满足30 a的设计要求。

执照更新中经验反馈对核电厂老化管理实践的影响

通用老化经验报告(GALL报告)是美国核管会(NRC)发布的用于指导核电厂运行执照更新审查的技术文件,是核电厂开展老化管理和运行许可证延续等工作的重要依据。2010年发布第2版GALL报告后,NRC于2011~2016年间先后发布了10份ISG文件,基于执照更新审查过程中新的经验反馈对GALL报告的内容进行更新和补充讨论。通过对10份ISG文件的深入调研,全面分析了其变更内容,对其涉及的老化管理新对象、新技术和新要求进行总结,并对GALL报告在执照更新中的经验反馈对我国核电厂老化管理实践的影响进行初步评价,为我国核电厂日常老化管理、定期安全审查和运行许可证延续申请等工作提供有力的技术支撑和经验参考。

核电站用橡胶软管老化评估方法

橡胶软管具有优异的耐高温、耐高压、耐辐射和耐腐蚀等性能,可以用于介质输送、能量传递和安全防护等,在核电站中发挥着重要作用。重点分析了核电站橡胶软管的材料选择、分类构造、性能要求,探讨了软管在极端环境下的失效机制及老化评估方法。研究结果为橡胶软管提供了详实的参考资料,从而推动核电站用橡胶软管的国产化进程,确保核电站的安全、高效运行。

核电电缆聚合物材料的β辐照效应

聚合物材料广泛应用于核电电缆中,对3种核电电缆聚合物材料进行不同吸收剂量、剂量率和辐照温度条件下的β辐照试验,研究了材料力学性能和电气性能的变化规律。结果表明:在经历β辐照后,材料的断后伸长率和体积电阻率一般同时减小,但在高温辐照后体积电阻率反而增大。研究成果为核电电缆的合格鉴定试验和设计选材提供了数据支持,并为理解电缆聚合物材料的辐照老化行为提供了参考。

碳钢材料在573K水介质和空气中疲劳性能的研究

研究了国产碳钢材料在573K、溶解氧浓度5μg/kg至8mg/kg的水介质和573K空气中的疲劳性能。疲劳试验是在应变控制模式下进行,试验条件是三角波形、应变速率1×10-3s-1以及总应变0.5%～2.4%。试验后用扫描电镜观察试样断面。试验结果表明,在溶解氧浓度大的情况下,溶解氧浓度对试样的疲劳寿命有明显的影响;溶解氧浓度越大,试样断面上的二次裂纹越多。此外,所有试验数据都分布在ASME设计疲劳曲线之上,高温水介质对碳钢材料的疲劳性能有很大的影响。

压水堆核电厂结构材料腐蚀防护设计与老化管理

概述了压水堆核电厂典型的结构材料种类与腐蚀类型,并以此为基础介绍了常见的腐蚀防护设计手段及腐蚀老化管理的理念和方法,对明确压水堆核电厂设备/部件、材料、环境、腐蚀、防护、老化管理间的相互关系具有参考价值,为确保机组的安全与经济运行提供重要保障。

非能动核电站安全壳涂层的设计与可靠性分析

安全壳用涂层在非能动核电站中起着重要的作用,涂层的失效会影响相关安全系统、设备、构筑物的安全功能以及事故后流体系统的正常运行,进而影响安全停堆。基于非能动核电站的系统功能与特点,着重对安全壳用无机锌涂层的设计特征、性能评定、使用寿命及可靠性进行分析论证。论证表明:影响涂层使用寿命的主要原因为施工因素,而核电正常运行环境对涂层的老化影响较小;设计上对涂层提出了充分且合理的技术要求,符合这些要求的无机锌涂层满足60 a预期寿命和系统功能要求。

304和316L不锈钢的高温电化学腐蚀行为

通过模拟压水堆一回路水环境,研究了溶液温度和溶氧量(DO)对304和316L不锈钢高温电化学腐蚀行为的影响.结果表明:随着溶液温度升高,在304和316L不锈钢表面所形成的氧化膜的保护性能降低;随着DO升高,304和316L不锈钢的自腐蚀电位升高,自腐蚀电流密度降低,钝化区缩小;304和316L不锈钢表面形成了双层氧化膜,外层氧化膜颗粒尺寸和颗粒间隙随着温度的升高而增大,随着DO增加而减小;在所用实验条件下,316L不锈钢表现出比304更优异的抗腐蚀性能.

压水堆一回路水中锌含量对镍基690合金氧化膜的影响

在模拟压水堆一回路水环境中,对镍基690合金进行了在加锌量分别为10,60,120μg/L的三组320℃高温溶液中600h的腐蚀试验,并对腐蚀后的试样表面进行了X射线光电子能谱(XPS)分析。结果表明,随着锌浓度的增加,试样的腐蚀增重速率降低,氧化膜厚度减薄,降低腐蚀速率的有效加锌量范围为10~60μg/L;试样表面形成主要成分为ZnCr2O4和Cr2O3的氧化膜。

秦山一期和秦山一期水化学控制参数的比较

包括秦山一期和秦山三期在内，近年来我国建造了一批核电站。要保证核电站安全高效地运行，必须对核电站各系统进行严格的水化学控制。本文选择我国自行设计的秦山一期压水堆核电站和从加拿大引进的秦山三期重水堆核电站。比较了两者的水化学控制参数。并根据两者堆型的不同，从减少腐蚀、降低放射性水平以及控制反应性等方面分析了它们的化学控制参数。

奥氏体不锈钢在含锌PWR一回路水中的均匀腐蚀行为

通过模拟压水堆一回路水环境,对304和316L两种不锈钢进行了在含锌10μg/kg,320℃高温溶液中浸泡1 000h的腐蚀试验,并对试验后的试样氧化膜进行SEM和XPS分析。结果表明,304不锈钢的腐蚀增重率高于316L,且其氧化膜较316L疏松;两种试样均形成了富铁、锌内富铬的氧化膜;外层氧化膜以(Zn,Fe,Ni)(Fe,Cr)2O4为主,内层以ZnCr2O4为主,氧化膜与基体过渡层以Cr2O3为主。

核电厂运行许可证延续(OLE)安全监管的对策

核电厂在运行许可证到期前须为延续还是退役做出决策,从经济角度而言前者显然是最佳选择,并且根据国外经验的确存在较大可能性。目前国际上主流的核电厂运行许可证延续安全监管策略主要分为美国的执照更新体系以及国际原子能机构的长期运行体系两种。前者在40年运行执照到期前,通过递交申请以证明机组当前及今后的安全性,从而力争使执照得以更新并延长20年;后者则以每10年一次的定期安全审查为基础,评判是否批准机组在下一个10年内继续运行。本文通过对以上两大体系的比较研究并结合我国实际情况,就两种体系对我国的适用性提出建议,以作为我国核电厂运行许可证延续可行性研究的参考依据,进而为国家核安全局制定我国相关监管要求提供技术支撑。

氧含量对碳钢TU48在高温水中的低周疲劳寿命和表面腐蚀产物状态的影响

对TU48碳钢在不同溶解氧浓度的水溶液中进行了低周腐蚀疲劳,结合俄歇电子能谱(AES)和M ssbauer谱分析其表面的腐蚀产物.结果表明,随着水中溶解氧含量的增加,碳钢的腐蚀疲劳断裂时间变短,碳钢表面形成的腐蚀产物的成分也有很大的变化,Fe3O4减少,而γ-Fe2O3含量增多;在含氧量很低的条件下,腐蚀还生成α-Fe2O3和铁的氢氧化物.

压水堆一回路加锌对800合金氧化膜成分影响的XPS分析

模拟压水堆一回路水环境,进行了800合金材料在注0μg/kg和150μg/kg两种锌浓度下腐蚀1 500h的试验,采用X射线光电子能谱(XPS)对其表面氧化膜成分进行了深度分析。结果表明,在两种溶液中,试样表面都形成了外富镍内富铬的氧化膜,氧化膜中铁的含量较低,加锌腐蚀1 500h后试样氧化膜中,锌的初始原子百分数含量为17%,对内层氧化膜中的Mn2+的置换作用较明显。

压水堆条件下锌对690合金表面氧化膜的影响

模拟压水堆一回路加锌水环境,对镍基690合金在加锌浓度为10μg/kg的320℃,15.20 MPa溶液中进行了1000 h的腐蚀试验。采用XPS深度分析法对试样氧化膜进行分析。结果表明,锌能有效地降低690合金的均匀腐蚀速率,加锌后氧化膜形貌和成分都有了明显改变,氧化膜厚度变薄。

聚丙烯酸酯流变性能的研究

用Ｉｎｓｔｒｏｎ３２１１型毛细管流变仪研究了文题，讨论了醋酸锌、苯甲酸衍生物及硅砂对聚丙烯酸酯熔体粘度（η）的影响。结果表明，聚丙烯酸酯熔体是非牛顿流体，其流动活化能随着剪切速率的增大而减小。加入醋酸锌后，η有明显的提高；而同时加入等摩尔的醋酸锌和苯甲酸衍生物后，η保持不变；加入硅砂后，η有所提高。

一种基于混合传导模型的一回路结构材料腐蚀-活化-迁移模型及其应用

为了定量分析反应堆冷却剂加锌工艺对一回路系统堆芯外放射性水平的影响,本文结合描述材料微观腐蚀过程的混合传导模型(MCM)和描述腐蚀产物活化、迁移及沉积的宏观输运模型,形成了能够系统性描述一回路结构材料腐蚀-活化-迁移的联合模型,并通过遗传算法分析及文献调研确定模型各主要参数。经校验表明该模型能够有效计算正常运行工况下一回路中结构材料的均匀腐蚀程度,同时也能给出结构材料表面沉积层的放射性活度分布。使用该模型对加锌前后系统内不同分区的活度分别进行了计算,结果表明加锌工艺能显著降低一回路堆芯外放射性水平。

压水堆堆内构件老化评估方法及其应用

本文介绍了压水堆堆内构件老化分析评定方法。该方法通过建立老化机理筛选准则、初步分类、堆内构件的故障模式、影响及危害分析(FMECA)以及识别主要潜在老化部件等步骤,最终完成堆内构件老化程度的评估。老化评估结果为堆内构件的老化管理奠定基础。该老化评估方法已首次成功应用于秦山CNP320机组和CNP650机组堆内构件的老化评估。

核电蒸汽发生器690合金管在高温高压水中的腐蚀电化学行为

通过模拟压水堆一回路水环境,研究了溶液温度（25~285°C）和溶解氧（DO）（20μg/L,2.1mg/L,8.4mg/L）对690合金电化学腐蚀行为的影响,及690合金在一回路水环境中的均匀腐蚀行为.极化曲线和光电子能谱的结果分析表明：随着溶液温度的升高,690合金的自腐蚀电位下降,自腐蚀电流密度增大,钝化区缩小;随着DO的升高,690合金的自腐蚀电位升高,自腐蚀电流密度降低,钝化区缩小;690合金在一回路水环境中的均匀腐蚀速率为0.244mg/（dm2·h1/2）,形成了外层富Fe、Cr和Ni的氢氧化物和内层富Fe、Cr和Ni的金属氧化物的氧化膜.

直流电压降法应力腐蚀裂纹扩展速率在线测定试验系统

介绍了应用直流电压降方法(DCPD)在线测量高温高压水环境中不锈钢应力腐蚀裂纹扩展的原理与试验系统,并采用商用301不锈钢对试验方法的准确性与系统的可靠性进行了验证。试验系统包括水化学回路、加热控制系统、动态加载系统与数据采集系统。在320℃,15.5MPa的去离子水中通过改变溶解氧含量和添加SO42-,Cl-等条件下完成了验证性试验。对材料的裂纹长度-时间曲线和断口形貌分析表明,该试验系统能够稳定而准确地在线测量应力腐蚀裂纹扩展速率。