无机玻璃结构弛豫及影响因素综述

本文介绍了玻璃结构弛豫的假想温度与弛豫动力学理论,并阐述了这些理论的建立、发展及研究现状。假想温度理论重点关注玻璃热历史,给出了玻璃结构弛豫进展方向与快慢的热力学判据;弛豫动力学则重点关注玻璃化转变现象,揭示了玻璃结构弛豫的微观机制与演变过程。热历史、玻璃成分、杂质缺陷、温度等是影响无机玻璃结构弛豫的关键因素,也是玻璃生产与应用过程中的重要切入点。目前,玻璃结构弛豫理论发展较为完善,但复杂体系无机玻璃结构弛豫的试验研究依然存在诸多空白,具体微观机制有待进一步完善,并且微晶玻璃和玻璃基复合材料的结构弛豫还未受到广泛关注,此类“瓶颈”问题的突破有望支撑无机玻璃材料在更为严苛的应用环境中长期安全服役。

AP1000锻造主管道接管的焊接及控制

主管道是连接核岛反应堆压力容器、反应堆冷却剂泵、稳压器和蒸汽发生器的关键设备,被称作核电站的"主动脉",是压水堆核电站核岛主设备之一。介绍了AP1000锻造主管道接管焊接的主要工艺,包括母材、焊材及焊接的实施,并描述了接管焊接的过程控制。

核电厂1E级电缆一致性判别方法的研究

本文提出了红外线光谱分析、热失重法、差示扫描量热法等方法来判别1E级电缆所用材料与鉴定时所用材料是否一致。文中对不同原材料制成的电缆进行了红外线光谱分析曲线测试,以验证该方法的有效性。本文对1E级电缆监管提出了创新性的建议。

核安全级设备的热寿命鉴定研究

当前法律和法规规定,对核电厂安全系统使用的核安全级电气设备必须进行鉴定。尤其安全壳内的设备均要求进行寿命鉴定,电气设备主要考虑电气绝缘材料的热寿命。论文给出了一种简洁、客观,工程可行的评估方法。

浅谈民用核安全设备设计制造许可证的审查

《民用核安全设备监督管理条例》明确规定民用核安全设备设计制造等活动单位需要申请领取许可证或进行注册登记。国家核安全局修订颁布了相应的部门规章和配套文件。本文简要列出了申请许可证和注册登记单位的基本条件,讨论了许可证和注册登记审查过程中遇到的一些问题。

数字化反应堆保护系统自监督设计

数字化反应堆保护系统运行期间需要通过各种监督测试确认其可用性和安全性,自监督是一种重要的监督测试类型,从功能安全角度分析自监督也有其必要性。依据相关标准的安全原则要求,提出了一种数字化反应堆保护系统的自监督设计方案,包括自监督的对象、实现方法、发现异常的处理、结果信息显示等方面的内容,为相关产品设计提供了参考。

核岛环吊牛腿制作工艺研究

研究了核岛环吊牛腿的制作工艺,通过合理设计工装,调整焊接顺序,采用后热等措施最大限度地控制了焊接变形。牛腿和牛腿焊接见证件的各项性能指标合格,说明牛腿的焊接变形得到有效控制。这为其他核岛环吊牛腿的制作提供了参考和依据,具有良好的工程实用价值。

核安全级软件验证与确认独立性探讨

当前法律和法规规定,对核电厂安全系统使用的核安全级数字设备必须进行鉴定。软件验证与确认是核安全级软件通过鉴定的关键环节,软件验证与确认必须具备独立性的特征。对于核安全级软件验证与确认如何满足当前核安全监管要求的研究,是软件厂商和监管当局共同关注的主要问题之一。核安全级软件验证与确认独立性要求的明确,有利于开发成本的控制和监管的规范化,从管理方面为保证核安全级数字设备安全水平打好基础。

核电厂1E级安全壳内电动机鉴定试验相关问题的探讨

核电厂1E级安全壳内用电动机作为在正常工况下和设计基准事件期间及之后向核电厂安全系统设备提供动力的重要设备之一,必须按照相关的标准制定鉴定大纲和程序,进行鉴定试验。对1E级安全壳内电动机的鉴定过程和鉴定文件进行审查是核安全设备审查的重要内容之一。本文结合实际审评经验,探讨了电动机的加速热老化试验和LOCA试验中相关问题,提出了审评者的观点。

三元乙丙橡胶滑动套管材料及粘接材料的研究

通过研究乙丙橡胶(EPR)滑动套管材料的配方,考察了炭黑、氧化钙、补强填料的用量对滑动套管性能的影响;并对与套管配合的无卤无溶剂型胶黏剂进行研究,具体分析了其硫化体系、硫化粘合方案及管材表面粗糙度对滑动套管产品粘合强度的影响。结果表明:当炭黑用量为30份,补强填料为100份,干燥剂为9份时,套管基本性能及加工性能最佳;在一定的表面粗糙度下,胶黏剂粘合强度越高、硫化速率越快,其粘接效果越好,最大粘合强度可达到3.3 k N/m。同时,通过成品性能测试和模拟实际使用情况表明,按此配方和工艺生产的滑动套管产品可满足使用性能要求。

高速永磁无刷电机设计与控制系统研究

永磁无刷电机具有结构简单、无励磁损耗、效率高等特点,适合高速场合。目前,高速永磁无刷电机已经在一些电动汽车中得到实际应用,并且在分布式发电供电系统中显示了其价值和重要性。通过对高速永磁无刷电机设计的关键性问题的探讨、对高速永磁无刷电机控制系统的研究得出,高速电机的转速非常高,而且其功率的密度非常大,其几何尺寸小于其输出功率相同的低速电机,这些特征使得它在工业领域受到了广泛的关注和应用。

高温储能电池合金研究

通过调整铅合金中钙与锡的含量,测试各个合金样品的腐蚀速率、时效硬化情况、金相结构和电化学性能,发现锡与钙的比值为30时(3#样品),腐蚀速率最小。钙含量高的样品时效硬化时间短,但不利于合金的耐腐蚀性,发现钙含量低的样品容易氧化成硫酸铅,锡的存在能够抑制该过程的进行,通过研究能够改善高温储能电池板栅合金的耐腐蚀性能。

ACP1000核反应堆堆芯支承板锻件制造工艺研究

堆芯支承板锻件是堆内构件的核心部件,采用Z3CN18-10(控氮)奥氏体不锈钢制造,尺寸为Ф3735 mm×420 mm。冶炼时应严格控制有害元素含量,控制钢中氮铝比,以保证钢水的纯净度及细化晶粒。钢锭始锻温度控制在1100~1180℃,终锻温度850~900℃,终锻后空冷,总锻造比控制在3以上。锻后通过固溶热处理使锻件力学性能提升,并最终通过理化及无损检验证明堆芯支承板锻件各方面指标完全满足技术要求。

核电系统堆芯捕集器牺牲混凝土的研究进展

核电站在严重事故工况下,可能发生堆芯熔毁,进而超高温、高放射性堆芯熔融物将熔穿反应堆压力容器,存在污染外界环境的威胁。核电牺牲混凝土作为堆芯捕集器的关键材料,在核事故发生时可以改变堆芯熔融物的物理化学特性,对核电站的安全保护具有重要意义。为了全面认识牺牲混凝土高温性能及失效机制,科研工作者针对牺牲混凝土高温力学性能、高温物理性能、堆芯熔融物与混凝土的相互作用等开展了深入研究,以期对此类材料的开发与更新迭代提供指导。本文首先介绍了堆芯熔毁事故的工况特征,以及该工况下核电牺牲混凝土的关键性能要求,并分别总结了相关研究进展。多数研究结果表明,高温条件将导致牺牲混凝土力学性能恶化,并提升爆裂失效隐患,而聚丙烯纤维或石墨烯衍生物的掺加有望改善牺牲混凝土的服役性能。在其事故工况响应方面,由于真实堆芯熔融物具有高放射性特征,现阶段堆芯熔融物与牺牲混凝土相互作用的研究主要依靠模拟实验和数值仿真的方法来实现。目前,核电牺牲混凝土的相关研究依然存在空白等待填补,部分研究结论尚未统一。因此,深入理解牺牲混凝土劣化机理、全面认识堆芯熔融物与牺牲混凝土的相互作用,是未来该研究领域的重要发展方向。

面向核电的玻璃-金属密封型电气贯穿件应力检测方法研究进展

电气贯穿件是核反应堆内的专用电气设备,玻璃-金属密封型电气贯穿件具有优异的密封性能、耐高温性能和长服役寿命而被应用于第四代核反应堆。电气贯穿件的密封性能与玻璃中的应力紧密相关,适当的应力是保证其在严苛环境中实现有效密封的关键因素,因此,应力的有效测量一直是学者关注的重点。首先,对电气贯穿件的结构做了说明,并讨论了应力对玻璃-金属封接的影响,应力的大小决定了玻璃-金属界面承压能力的强弱,并且会影响电气贯穿件的服役寿命。其次,重点阐述了压痕技术、光纤布拉格光栅传感器技术、荧光光谱技术等玻璃-金属封接中应力测量方法的研究进展,还介绍了有限元模拟方法在表征应力方面的应用。最后,对未来研究工作进行了展望。