CEPR核电机组停堆过程中主要放射性核素控制指标估算

介绍了CEPR核电机组停堆过程主要放射性核素控制指标的估算方法,给出了各控制指标的建议值。

CEPR核电厂辐射监测系统的设计特点和工程实践

介绍了台山核电厂第3代中国先进压水堆(CEPR)机组辐射监测系统(KRT)设备选型、区域γ监测点的布置以及内外部供电方案的设计特点。为了便于KRT的运行和维修,提出了切实可行的仪控架构工程改造方案。

CEPR机组核岛设备材料系统设计优化

结合核电厂材料的特殊要求、改进思路以及选用原则,从核电厂材料常见的老化、疲劳、腐蚀降级风险等方面,介绍了我国基于欧洲压水堆(EPR)技术的第三代核电CEPR机组的材料优化,为国内核电机组在设计阶段选择可靠、经济、安全的材料提供借鉴和参考。

基于相变蓄冷的核电厂主控室非能动冷却系统

为提高现有核电厂主控室紧急可居留系统的蓄冷能力及热舒适性水平,提出了基于定形相变蓄冷材料的核电厂主控室非能动冷却系统。基于主控室热负荷分布情况,该冷却系统在主控室顶板与吊顶之间、内墙面、地板底面及循环风道内,针对性地布置相应的含有定形相变材料的非能动冷却装置,进而实现事故工况下对主控室温度的精确控制。该非能动冷却系统无需引入额外冷源和管道,可靠性强,同时不破坏主体结构,且可灵活布置,解决了现有主控室非能动热阱时间余量小、热舒适性差的问题。

中国电站用耐热钢及合金的研制、应用与发展

综述了中国电力工业的现状与发展,特别是近年来超超临界电站、核电站和电站装备制造业的快速发展;概述了世界主要国家先进电站材料的研制历程和发展情况,详述了中国超超临界锅炉、汽轮机用材料和核电关键材料的研制情况;阐述了中国电站材料的发展方向,指出中国已具备600℃超超临界机组材料和当代核电材料的制造能力.

核电站用钢管材料及其国产化

在国家大力发展核电的规划和形势下,核电站建设正处于快速发展阶段,而我国大型核电站设备的国产化率还相对较低。以我国1000MW机组为例对压水堆核电站钢管用材料进行了分析和描述,希望对核电用钢管材料的国产化,特别是迫在眉睫的核用材料标准化工作起到一定的作用。

节理岩体力学参数的选取与应用

在岩块的变形和强度参数及岩体结构面的野外统计窗资料的基础上,利用损伤力学和Hook-Brown准则进行节理岩体力学参数的选取,从而为岩体工程数值模拟提供较可靠的参数。最后,给出了该方法应用于浙江三门核电厂人工边坡数值计算的实例。

大亚湾核电站2号机组反应堆压力容器老化现状的初步分析

为确保核电站设备在整个寿期内设计安全裕度要求能够得到满足,必须对设备老化进行有效的管 理。对影响反应堆压力容器(RPV)的老化机理进行了初步分析,并结合大亚湾核电站的实际情况对2号机组 RPV的目前状态进行了分析评估。

相图计算技术及其在核用锆合金研发中的应用前景

相图计算技术作为材料设计研发的重要辅助手段,可以有效地减少实验工作量,缩短研制时间,特别是对于研发周期长的材料意义更为重大。概述了相图计算技术的基本原理、主要软件和应用实例,结合核用锆合金的研发特点,指出相图计算技术可以在新锆合金成分设计、相转变温度预测、析出相种类控制、改善铸锭成分均匀性等方面提供指导和支持。

日本水稻核放射性污染现状及去污措施综述

2011年3月日本福岛核电站发生核泄漏事故,释放出大量放射性物质,使周边农田受到直接污染。其中对水稻影响最为严重的放射性核素为放射性铯。分析表明:水稻对铯的吸收是存在差异的,钾肥能有效降低水稻中铯含量,而氮肥会增加其铯含量;距离福岛核电站距离越远其受污染程度越低;土壤中铯的浓度、含钾量、固定铯的能力和耕作表土的厚度都影响着铯的转移;此外,水稻本身的品种也影响着对铯的吸收。水稻去污染的方法包括:利用蓝藻除去表土中放射性铯、对土壤进行深耕及防止水田二次污染等方式来降低土壤本身铯含量;另一方面通过改变土壤粒度分布,向土壤中加入施威特曼石、沸石和蛭石及控制肥料比例等方式来抑制土壤中铯的转移。以上除污染方法的综合应用效果十分显著,福岛县水稻含铯量于2014年已全部低于25 Bq/kg。该研究为中国构建农作物放射性污染特征数据库及相关应急管理提供参考。

核电站关键材料中的晶界工程问题

简要介绍上海大学"核电站关键材料的基础问题研究"课题组关于690合金晶界工程(grain boundaryengineering,GBE)的研究情况.借助上海大学分析测试中心的先进材料分析测试设备,开展了一些有特色的工作.从显微组织的表征与控制的角度,研究材料微观结构对宏观性能的影响.简要介绍690合金晶界元素偏聚、晶界碳化物析出、晶界网络分布控制以及对耐腐蚀性能影响等方面的研究结果.

中国新一代核能用材总体发展战略研究

材料技术是支撑和保障核工程安全稳定运行的前提和基础。我国现有在役和在建的56台核电机组中有52台是压水堆,钠冷快堆和高温气冷堆正在开展示范工程电站的建设,其他堆型尚处于研究阶段。本文分析了我国新一代核能用材研发、制造、应用过程中存在的共性问题、在役和在建核能工程用材存在的突出问题、在研核能技术用材存在的关键问题,在此基础上提出了我国新一代核能用材的发展战略建议,包括设立国家新一代核能用材专业指导委员会;设立新一代核能用材国家专项基金或长期稳定支持的专项科技计划;创建我国新一代核能用材先进完整标准体系;建设国家层面的共享型工程级辐照实验装置;在独立自主原则下,继续开展新一代核能用材国际合作等。

核电设备用SA508-3钢的研究

根据 Ａ Ｓ Ｍ Ｅ Ｃｏｄｅ 的要求，绘制了 Ｓ Ａ５０８－ ３ 钢的断裂韧性和疲劳特性曲线，表明国产钢的安全裕度较大，生产蒸发器时对母材、焊缝及热影响区都可按此方法测定。

贫化铀用于舰艇核动力装置辐射防护的屏蔽性能分析

贫化铀的合理利用和安全处置是国际核工程界长期存在的难题,用作舰艇核动力装置的一次屏蔽结构材料是贫化铀利用的一条途径。文章对贫化铀材料主要是DU混凝土作为辐射防护材料的物理、化学、力学、屏蔽等方面性能进行了调研综述,结合舰艇核动力装置对辐射防护的具体要求,针对舰艇反应堆四层三维屏蔽结构简化模型,利用蒙特卡罗方法模拟计算了贫化铀材料对中子、γ射线的屏蔽性能,通过与铅、钨、铸钢等材料进行对比分析,初步说明了贫化铀或贫化铀混合物用于舰艇核动力装置辐射防护材料的可行性。

核电工程材料的应力腐蚀破裂研究

采用慢应变速率试验（ＳＳＲＴ）和Ｕ型弯曲试验技术研究了水中杂质离子、溶解氧（ＤＯ）、外加电位以及温度等对核电工程材料３０４不锈钢（ＳＳ）、３１６ＳＳ以及Ａ５３３Ｂ压力容器用钢在高温水中应力腐蚀破裂（ＳＣＣ）的影响，并结合电化学测试和表面膜分析结果进行了讨论，还根据３０４ＳＳ的Ｕ型弯曲和ＳＳＲＴ结果的差异提出了ＳＣＣ加速试验的选择原则建议。

CPR1000压水堆核电厂磁粉检测替代渗透检测的可行性探讨

CPR1000压水堆核电厂大量采用铁磁性材料,表面缺陷检查基本采用渗透检测技术。在确定的试验环境条件和参数下,通过对BOSS焊缝、90°角焊缝、搭接焊缝以及小型部件(异形件)分别采用磁粉检测和渗透检测进行对比试验,探讨磁粉检测技术替代渗透检测技术的可行性。试验结果表明,在铁磁性材料工件上,磁粉检测比渗透检测对缺陷的灵敏度和检出率更高,操作时间更短,缺陷显示的形貌更完整且不扩散。因此,在铁磁性材料工件上用磁粉检测替代渗透检测是可行和可靠的。

核电站用电缆料的性能特点

本文阐述了核电站用电缆料的性能特点，简要介绍了常用的无卤电缆材料。

核电厂核岛工艺管道腐蚀防护措施浅析

腐蚀问题影响着各个行业的发展,对核电厂的腐蚀防护尤为重要,本文针对核电厂工艺管道系统在设计、制造、安装和运行中可能遇到的腐蚀问题进行简要的介绍,并提出解决方案。

波浪冲击作用下核电站防浪堤动力响应的数值模拟

基于多物质ALE(Arbitrary Lagrangian-Eulerian)方法,利用带阻尼罚函数实现波浪与防浪堤结构间耦合作用,模拟波浪冲击作用下防浪堤结构及流体三维动态响应过程,所得结果与物理模型试验结果一致性较好。讨论挡浪墙表面波压力分布及挡浪墙所承受最大水平推力及结构动态响应对波浪冲击系数影响。结果表明,前挡浪墙静水面位置与后挡浪墙底部波压力较大;后墙承受波浪水平推力较大;结构动态响应会增强波浪的冲击作用。仿真结果可作为防浪堤强度设计重要依据及控制越浪量设计参考。

田湾核电站的卧式蒸汽发生器

田湾核电站的PRV-1000M型卧式蒸汽发生器是由俄罗斯设计、制造的，具有立式蒸汽发生器所不具备的优点。本文介绍了卧式蒸汽发生器的主要参数与结构、传热管材料、二次侧水化学处理以及俄罗斯PRV-1000型蒸汽发生器的运行经验。