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。

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。

压水堆核电厂蒸汽发生器老化机理及其影响因素

蒸汽发生器是核电厂重要的核安全设备,其管束是最易发生失效的部位。基于国外核电厂实际运行经验与试验研究结果,概述了蒸汽发生器主要老化机理及其影响因素,明确了老化机理、老化缺陷、老化起因间的相互关系。该成可果为我国制定相应的压水堆核电厂蒸汽发生器老化管理大纲、实施定期安全审查,进而开展系统的寿命管理起参考作用。

流动加速腐蚀评价程序CHECWORKS及其核电厂老化管理应用

流动加速腐蚀(FAC)是核电厂二回路管线最主要的失效原因之一,严重影响核安全运行。CHECWORKS是美国电力研究院(EPRI)基于FAC经验模型设计开发的商用计算机程序,用以预测FAC速率及其相关的水化学、热工水力参数等。从发展历史、应用现状、程序特点等方面对CHECWORKS进行了综述,为该程序在我国的推广以及在核电厂老化管理中的应用起到积极作用。

美国核电厂GALL报告解读

GALL报告是美国NRC颁布的用于指导审查核电厂执照更新申请的技术文件,它采用表单化形式,从具体的构筑物与部件层面出发,详细记录了材料、环境、老化效应与机理、老化管理大纲间逐一对应的关系。基于文献调研与分析,从开发背景、发展历史、内容框架、应用情况等方面介绍了GALL报告的基本信息,应是我国对该文件的首次全面解读,对我国建立核电厂老化管理大纲及有关核电厂延寿的核安全监管法规具有重要参考价值。

基于氢气充放试验及数值模拟的储氢气瓶安全评价

储氢气瓶是新能源汽车的重要储能设备,其可靠性直接关系到汽车的安全性。研究了不同环境温度下,35 MPa铝合金内胆车用储氢III型气瓶在充放气时的最终温度和应力分布情况,并对其安全性进行了评价。借助试验测试平台,在不同温度下进行了实际充放试验。试验过程中无漏气现象,且最终温度符合要求,表明储氢气瓶在试验条件下是安全的。由此,在获得了储氢气瓶充放时热响应规律的基础上,对不同温度下的氢气充放过程进行了数值模拟,得到其应力分布情况。结果表明,储氢气瓶复合层的应力远小于其材料抗拉强度,即内胆和复合层的强度均可视为满足要求。研究结果可为储氢气瓶的试验开展、安全评价、寿命预测提供依据。

循环流化床CFB锅炉系统腐蚀磨损状况的安全评价

结合现场检验和取样分析,对以石油焦/煤粉为混料燃料的FW型CFB锅炉系统上下游设备的腐蚀磨损状况进行了安全评价。重点对返料阀人孔门盖及风帽吹气管断口的宏微观形貌、微区成分、腐蚀物组成等进行表征分析和试验,确定腐蚀磨损产生的原因及腐蚀机理;最后根据实际状况,提出相应的预防措施和建议。

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。

课程思政建设的内涵与实践--以“材料失效分析”为例

为适应教育部提出的高校课程思政建设要求,落实立德树人根本任务,本文基于复旦大学材料科学系本科生专业选修课“材料失效分析”多年授课经验,针对课程思政建设中普遍存在的“两张皮”问题展开深入讨论以求破解之道。创新地归纳出“四有四求”的思政理念和基于“三大教育”的思政元素,即以有人、有料、有情、有果的“四有”教学案例为载体,以求真、求新、求深、求用的“四求”教学理念为目标,以科学精神教育、工程伦理教育、实践能力教育的“三大教育”为思政元素。经多年实践,课程取得了预期的育人成效,达到了课程思政集价值塑造、知识传授、能力培养三位一体的育人目标,希望对高校理工科专业开展课程思政建设具有借鉴意义和参考价值。

新燃料运输容器聚氨酯泡沫填充材料性能研究

目的对新燃料运输容器聚氨酯泡沫填充材料进行性能测试、寿命预测,验证其是否满足新燃料运输容器设计性能要求和使用寿命要求。方法分别测试填充在新燃料运输容器不同区域的硬质聚氨酯泡沫的压缩性能、吸水性能、阻燃性能、隔热性能,并利用热重分析方法研究硬质聚氨酯泡沫填充材料的热老化性能,预测寿命。结果根据测试结果,研制的硬质聚氨酯泡沫能够满足新燃料运输容器填充材料的设计性能要求和使用寿命要求,在最高正常使用温度38℃条件下,预测其寿命为34年。结论在新燃料组件正常运输工况和事故运输工况条件下,硬质聚氨酯泡沫填充材料均能对燃料组件起到良好的保护作用,为实现新燃料运输容器国产化奠定了基础。

核级电缆用聚合物材料在γ射线辐照下的指数老化模型

对核级电缆用8种聚合物材料试样进行了不同累积剂量下的γ射线辐照加速老化试验,并对辐照后的试样进行了拉伸性能测试,基于断裂伸长率和累积辐照剂量建立了指数老化模型,并用文献数据进行了普适性验证;对指数老化模型进行简化并进行了试验验证。结果表明:经γ射线辐照后,试样的断裂伸长率随累积辐照剂量呈指数变化规律;指数老化模型拟合试验数据的相关系数均大于0.98,且具有普适性;当有效试验数据为2个时,简化模型预测得到的断裂伸长率与测试值的最大相对误差仅约0.1,满足工程要求。

蒸汽发生器管板孔在贮存期间的防锈技术

蒸汽发生器管板在车间制造贮存时间较长,为避免管板孔发生腐蚀,需筛选出一种防锈效果优异且适合工程应用的防锈方法。通过中性盐雾和交变湿热试验比较了各种防锈方法的效果,涵盖了工程在用的方法以及拟推荐使用的气相防锈技术。试验后分析管板孔发生腐蚀的原因,并对未腐蚀管板孔所用防锈材料会否释放有害离子并残留在管板孔表面进行了测试分析。结果表明,拟推荐的气相防锈技术防护效果优异,不会释放有害离子而污染被保护面,且操作简便,适用于贮存期间蒸汽发生器管板孔的保护。

核级电缆热老化活化能测定方法比较研究

为我国先进压水堆核电站核级电缆的设计优化、合格鉴定、寿命预测等提供技术支撑,本文针对某国产乙丙橡胶电缆绝缘与护套原材料开展了一系列热老化试验和热分析试验,并采用多种数据处理手段求得了材料的活化能。通过结果比较,分析了数值间产生差异的原因,在此基础上,推荐了一种兼具科学合理性和工程实用性的方法。

循环流化床锅炉返料阀门盖腐蚀失效分析

采用光谱仪(OS)、热失重分析仪(TGA)、X射线衍射(XRD)、扫描电镜(SEM)、能谱仪(EDS)等对以石油焦/煤粉为混料燃料的FW型循环流化床(CFB)锅炉返料阀人孔门盖上的表面腐蚀物和穿孔孔洞断口处的宏微观形貌、化学成分、显微组织等进行分析,判定以硬铸铝为基材的人孔门盖发生穿孔是由于烟气中的灰颗粒冲蚀及硫露点腐蚀交互作用共同造成的。根据实际情况,提出相应的预防措施,并建议采用铬镍合金不锈钢取代现用硬铸铝作为门盖基材。

乙烯装置急冷油/稀释蒸汽换热器列管交替腐蚀研究

为解决某大型石化企业乙烯装置中急冷油/稀释蒸汽换热器列管产生的表面凹陷与穿孔破裂等失效问题,本文采用多种表征测试手段,对列管材质、换热介质、破口形貌等进行了详细的分析和研究。确定了工艺水介质pH值的剧烈波动是造成管子失效的主要原因,而工艺水中因除杂不彻底引入的Cl-则进一步加剧了腐蚀程度。在试验结果及现有点蚀、碱脆理论基础上,首次提出了酸/碱交替腐蚀机理及其四级反应过程。最后根据实际情况,给出了相应的解决方案和预防措施。

蒸汽系统管配件冲刷腐蚀及泄漏失效分析

某大型特种化工厂蒸汽发生系统的管配件在不到两年的使用时间内频繁出现腐蚀减薄甚至穿孔失效等问题,不但影响正常生产还造成安全隐患。为此,本文对发生失效的管配件进行了系统的根本原因分析。结果表明,局部腐蚀与流体冲刷的交互作用是导致失效的根本原因,并在腐蚀凹坑内的漩涡冲刷作用下得到加剧,直至穿孔泄漏。在此基础上,给出了相应的解决对策以防止类似事故的再次发生。

车用储氢气瓶油循环疲劳试验泄漏失效分析

为分析某国产车用纤维缠绕储氢气瓶在模拟油循环疲劳试验中发生泄漏失效的原因,本文采用一系列表征手段对失效气瓶内胆的材质及宏微观形貌进行了分析。结果表明,筒体制备及加工工艺不当导致气瓶内表面出现划痕是气瓶失效的根本原因,最后根据实际情况给出了相应的解决方案和预防措施。

核电站主泵径向止推轴承室O形密封圈的失效分析

某核电站因主泵径向止推轴承室O形密封圈的失效而发生了冷却水泄漏。为了找到O形密封圈过早失效的原因,本文对其进行了形貌观察和成分分析,并开展了性能模拟实验。结果表明,O形圈在使用介质中所发生的严重溶胀是导致其过早失效的根本原因,并且提出了相应解决方案以防止类似失效再次发生。