Zr-2.5Nb压力管制造过程中的组织结构演变(Ⅰ)——α/β相转变

由于Zr-2.5Nb为α+β双相合金,其真空自耗熔炼、锻造、β淬火、冷加工、预膜处理等制造过程中的α/β相转变要比燃料包壳用单α相合金复杂得多。为掌握压力管组织结构,利用OM、SEM/ECC、EBSD等技术对Zr-2.5Nb压力管制造过程中的铸态、锻态、热挤压态以及淬火锭坯和锻棒热处理试验结果进行了表征,分析了加工过程中的α/β相转变特点。结果表明,在熔炼、锻造、β淬火和热挤压等工序中,发生β→α/α′、β→α+β转变以及α相、β相再结晶等过程。冷却速度是影响Zr-2.5Nb合金α/β相转变类型和组织特征的关键。β淬火锭坯外表面冷却速度较快,转变组织以β→α′板条为主,锭坯内部冷却速度下降,转变组织为β→α′+α板条。冷却速度较慢的铸锭和锻棒存在α+β魏氏组织,发生β→α+β相转变,铸锭晶界α板条宽度可达1μm。热挤压管坯冷却速度相对较慢,β→α+β转变时以初生α相为基础而生长。锻造过程中,转变的α相还受变形和再结晶影响,呈现出板条、扭折板条、等轴等状态。

核电厂蒸发器汽水分离器旋流叶片共模评估

针对国外某核电厂蒸汽发生器内汽水分离器旋流叶片发生严重的流动加速腐蚀问题,从流动加速腐蚀机理、旋流叶片实际运行工况等方面对汽水分离器一级旋流叶片的流动加速腐蚀原因进行分析,并采用数值模型对腐蚀速率进行验证计算。为避免同类腐蚀问题的发生,对国内类似电厂机组进行共模分析和计算,计算结果与实际检查结果一致。

核电厂凝汽器传热管失效分析和预防策略

凝汽器是核电厂热力循环系统重要设备,传热管泄漏失效影响了电站的安全可靠运行。针对该问题,分析了凝汽器传热管失效的原因。通过改进二次滤网设备不合理设计、严格异物控制、控制海水物生长、更换不锈钢实心管等,解决了传热管频繁泄漏问题。后续从加强设备管理和优化维修等方面提出了防范措施和建议,确保凝汽器长期安全可靠运行。

核电站含缺陷压力容器的安全评定研究和应用

在对核电站压力容器进行无损检测过程中常常会发现缺陷。根据现有设计、制造、运行和检修资料,采用结构完整性评定方法,判断容器缺陷类型以及缺陷扩展可能性。具体评定方法包括强度分析评定和应用失效分析图法进行缺陷评定,用于判断含缺陷压力容器是否满足运行使用和相关规范及管理要求。对于那些需要停机修复的压力容器,通过缺陷评定为容器后续处理方案的制定,提供安全分析评定依据。

核电厂技术改造中的安全管理创新

中核运行三厂在技术改造过程中,根据技术改造方案准备,现场具体实施,经验反馈等各个环节不同特点,进行了有效安全管理。通过吸收先进安全管理理念,在技术改造实施过程中,充分确保了人员、设备、系统和机组的安全,不断改进安全生产技术管理方法。在安全管理方面,创新并发展了"施工现场采用星级6S安全管理","技术改造方案进行独立审查","保守决策"等安全管理方法,保证了技术改造工作的顺利进行。同时,重视先进文化建设,通过进行经验反馈建立了自我完善,不断改进和提高的机制,以先进安全文化促进技术改造的安全管理。

预测性维修在重水堆设备管理中的应用

秦山重水堆核电厂设备数量多、结构复杂,有些设备故障与运行时间无直接关系,并不能简单通过定期维修来避免这些设备失效。为了提高设备可靠性、增加设备可用率并降低维修成本,对于电厂核安全、机组发电具有重要作用的设备,应开展设备状态监测和预测性维修工作。按照各类型设备特点,采用合适的设备状态监测方法、内容和频度,发现一些设备潜在故障,主动安排这些设备进行预测性维修,优化设备维修管理。

重水堆用Zr-2.5Nb合金高压釜预生膜的制备及性能

采用静态高压釜在400℃过热蒸汽中对国产冷加工压力管用Zr-2.5Nb合金进行预膜处理,研究了蒸汽压力(1、5、10 MPa)和晶体结构各向异性对Zr-2.5Nb合金预生膜生长速率的影响;对预生膜试样进行高温水环境下的微动磨损试验,并利用二次离子质谱仪对腐蚀后的预生膜进行了氢分布表征。结果表明:冷加工Zr-2.5Nb合金为双相组织,基体为薄片状α-Zr晶粒,晶界分布着连续的薄膜状β-Zr相;蒸汽压力对预生膜生长速率有一定影响,而合金基体晶体结构的各向异性对预生膜生长速率及形貌均有显著影响;预生膜可在一定程度上改善Zr-2.5Nb合金压力管的耐磨性能、耐蚀性能和抗吸氢性能。

燃料通道定位端互换后缺失Z向位置的补算方法

燃料通道是重水堆机组的重要设备,其内部包含的压力管是一回路压力边界的一部分。监督燃料通道的轴向伸长量是压力管的老化状态评价的基础。利用燃料通道轴向伸长记录中A、C侧读数与换料历史记录中上、下游Z向位置的内在关系,并结合通道轴向伸长量与运行时间的变化规律,开发了Z向位置补算模型。该模型计算的Z向位置估算值与通道的测量值之间吻合度良好,在此基础上,将电厂燃料通道轴向伸长监督系统进行升级,以监督新自由端轴向伸长量,为压力管的寿命评估和维修决策提供技术支持。

重水堆核电站设备可靠性提高的创新与实践

中核运行在提高重水堆设备可靠性方面开展了很多创新实践工作,如开展"一人一机"设备监督管理活动,制定设备健康、故障判定标准,在重要转动设备中设置和进行测振点、测温点检测等。通过实践既提升了重水堆两台机组设备可靠性,也保障了机组能够长周期安全与稳定运行。