轻水堆核电站用MOX燃料

本文主要介绍了国外在轻水堆（主要是压力水堆）核电站中使用ＭＯＸ燃料的现状，ＭＯＳ燃料组件的设计和制造的特点以及发展前景，还简要地介绍了使用ＭＯＸ燃料的意义，并对我国将来发展ＭＯＸ燃料提出了看法。

轻水堆核电站大口径管道部件的制造方法

一、前言 目前世界上广泛应用的核动力反应堆类型，主要是轻水堆。根据水在反应堆内的工作条件，分为两种：一种叫压水堆，不允许载热剂水在堆内气化，整个系统保持在高压状态下工作。另一种称沸水堆，允许水在堆内沸腾。大功率压水堆核电站一回路系统，

“轻水堆核电站中的材料问题”国际研讨会成功召开

在我国核电高速发展的大好形势下，由中国科学院金属研究所、苏州热工研究院、核工业第二研究设计院联合主办的“轻水堆核电站中的材料问题——现状、缓解、将来的问题国际研讨会”于2005年2月21～23日在苏州隆重召开。来自美国、加拿大、

大有潜力的重水堆核电站

核能的发现和利用是20世纪人类文明的一大进步。所谓原子核反应堆,就是利用核燃料的可控核反应将核能转变成热能的装置。目前,世界上运行着的反应堆均为裂变反应堆。聚变反应堆尚处于研究阶段。按所用的慢化剂分类,裂变堆可分为石墨堆、轻水堆、重水堆和快堆(无慢化剂)。秦山和大亚湾两个轻水堆核电站的顺利建成和安全运行,标志着我国的核电事业已有了良好的开端。为了发挥各方面的潜力。

核电站用钢的高温高压水腐蚀疲劳研究进展

综述了轻水堆核电站设备用钢在高温高压水环境下腐蚀疲劳的主要影响因素,包括温度、溶解氧含量、钢中硫含量、材料取向、应变速率、应变幅值等,比较了高温高压水中钢的环境疲劳开裂的二个主要机理:膜破裂/滑移溶解机理和氢致开裂机理,以及将环境因素植入疲劳设计曲线的两个主要模型:统计模型和疲劳寿命校正因子模型.并在此基础上对核电高温高压水腐蚀疲劳研究方向做了展望.

核电与燃气轮机联合循环相组合的TD循环发电技术

简要介绍了美国太平洋西北实验室贝特尔研究所新开发研究的一种技术——用燃气轮机联合循环改造核电站的TD循环。并根据我国“九·五计划”和“2010年规划”，建议走核电与燃气轮机联合循环发电相组合的道路，既能提高核电的容量利用率，又能促进我国大型燃气轮机的生产发展。

亚洲地区环境促进开裂合作组织（EAC—A）2006年会在沪举行

以应力腐蚀破裂为代表的环境促进开裂已成为水堆、特别是轻水堆核电站环境失效的主要因素之一，对核电站的长期安全运行带来极大的隐患。国际上核电发达国家和地区早在上世纪60年代就成立了”水堆材料环境促进开裂合作组织”（International Cooperative Group on Environmentally Assisted Cracking，简称ICGEAC）；亚洲地区环境促进开裂合作组织（Environmentally Assisted Cracking-Asian Group，简称EACA）也于1999年正式成立。ICG-EAC和EACA的活动主要是定期交流在核电材料研究开发中有关环境促进开裂（主要是应力腐蚀破裂和腐蚀疲劳）方面的最新成果和信息并进行合作试验研究。

亚洲地区环境促进开裂合作组织（EAC—A）2006年会在上海举行

以应力腐蚀破裂为代表的环境促进开裂已成为水堆．特别是轻水堆核电站环境失效的主要因素之一．给核电站的长期安全运行带来极大的隐患。国际核电发达国家和地区于上世纪60年代就成立了“水堆材料环境促进开裂合作组织”（International Co-operative Group on Environmentally Assisted Cracking，简称ICG-EAC）亚洲地区环境促进开裂合作组织（Environmentally Assisted Cracking—Asian Group，简称EAC—A）也于1999年正式成立。

CANDU机组的特点与发展

本文综述了CANDU反应堆的主要特点和未来发展。

316Ti不锈钢在模拟核电高温高压水中的腐蚀疲劳裂纹断口研究

研究了轻水堆核电站关键设备材料316Ti不锈钢在模拟核电高温高压水环境下的低周疲劳裂纹断口,讨论了疲劳裂纹扩展、断口特征及环境致裂机理。结果表明,疲劳裂纹为穿晶扩展,且呈折线状,裂纹之间相互交叉、连接、分叉呈现出典型的多裂纹特征;高变速率时裂纹短且数目多,低应变速率时裂纹长但数目少,并且高应变速率的辉纹间距小于低应变速率时的;裂纹尖端产生严重塑性变形,并伴有一些滑移带生成,裂纹尖端或者两侧铁素体/基体界面出现二次裂纹。讨论了裂纹扩展滑移溶解机理,实验结果证实了力学和电化学反应协同作用促进了疲劳裂纹扩展,其扩展机理可用滑移溶解模型解释。

核电焊接结构材料腐蚀失效研究现状与进展

综述了轻水堆(LWR)核电站焊接结构材料环境促进开裂(EAC)的研究现状,分析了环境、材料、应力等相关影响因素,讨论了几种主要高温高压水EAC机理及考虑EAC效应的设计模型,最后指出了核电焊接结构材料EAC研究面临的问题及进一步的研究方向。

核电材料高温高压水缺口疲劳性能研究现状与进展

综述了轻水堆核电站用结构材料的缺口疲劳问题研究现状,分析了材料、应力、环境和缺口几何形状等影响因素,讨论了核电材料在高温高压水中缺口疲劳裂纹萌生及裂纹扩展的可能机理,指出了当前研究中存在的问题及进一步的研究方向。