Z3CN20.09M奥氏体不锈钢热老化冲击性能试验研究

采用GB/T19748-2005钢材夏比V型缺口摆锤冲击试验仪器化试验方法,对压水堆核电厂用离心铸造Z3CN20.09M奥氏体不锈钢主管道样品进行了实验室热老化的冲击性能研究。冲击试验数据的统计分析表明,热老化对Fiu/Fm比值不产生影响,而对冲击载荷有显著影响,对冲击能量的影响则更为显著。透射电子显微分析表明,热老化导致铁素体中出现沉淀物,并引发了奥氏体中位错组态的改变。与热老化时间lg t之间也满足线性关系。

阳江核电厂附近海域生物辐射影响评价研究

随着辐射防护理念的发展,环境中生物所受到的辐射影响日益引起人们的关注。使用ERICA项目中推荐的辐射影响评价方法,对阳江核电厂运行后对附近海域中海洋生物的辐射影响进行预测和评价。剂量率估算结果显示,阳江核电厂的液态放射性流出物对附近海域海洋生物造成的辐射剂量率不会超过7.47×10-3μGy.h-1,远低于国际上推荐的保护生物的辐射剂量率控制值,也低于本底辐射剂量率。因此,阳江核电厂正常运行后对附近海域中的海洋生物不会造成不利的辐射影响。

某核电站海水冷却塔盐沉积对厂址周围植被的影响研究初探

近年来,核能发电作为一个安全、清洁的发电方式,又再次引起我国高层领导和经济部门的关注。核能已成为我国以后相当一段时期新能源的发展方向。因此核电发展对人类及环境的辐射影响已成为放射防护研究领域的一项重要课题。本文以某核电厂址为例,初步探讨了海水冷却塔在运行过程中造成的盐沉积对厂址周围植被的影响。

某内陆核电厂正常工况下放射性液态流出物排放的适应性分析

介绍了国家重新修订并即将颁布的GB 6249和GB 14587新标准对核电厂液态流出物排放的新要求,通过一个内陆滨河电厂初可研阶段AP1000机组放射性液态流出物排放的环境影响评价实例,分析了内陆核电厂选址过程中放射性液态流出物排放对相关法规的适应性,并提出在AP1000机组设计过程中需要关注的问题。

内陆核电厂冷却塔的环境影响预测计算

内陆核电厂通常采用自然通风冷却塔作为散热系统,电厂余热主要通过冷却水释放到大气环境中,由此带来的环境影响包括雾羽、荫屏、盐沉积、噪声等。本文基于美国核管会(NRC)推荐的SACTI计算程序,给出了评价冷却塔造成上述环境影响的计算模式和方法;采用此程序,对我国湖南、湖北和安徽三个拟选内陆核电厂厂址的冷却塔环境影响进行了预测计算,并与美国GGNS电厂的相关计算结果进行了类比分析。

核电厂主管道材料低周疲劳寿命预测方法评价

采用总应变控制方法,对压水堆核电厂主管道国产材料Z3CN20.09M进行了室温与350℃温度下的低周疲劳试验研究,获得了材料的疲劳寿命演化规律。采用Manson-Coffin方程、单拉估算模型、拉伸滞后能寿命模型和三参数幂函数公式对该材料的低周疲劳数据进行了拟合。通过寿命预测结果比较发现,除单拉估算模型外,其他几种模型对350℃高温下疲劳寿命的预测结果分散性明显高于室温疲劳。在众多模型之中,单拉估算模型拟合效果较差且预测寿命偏于非保守,而室温下拉伸滞后能法预测精度相对较高,350℃下则采用三参数幂函数法获得的预测效果更好。

核电厂应急监测策略

综述了目前国内外核电厂环境辐射监测策略研究的现状与发展趋势,分析了核电厂应急监测需要关注的主要问题,包括应急监测的概念和范围、基本原则和要求、监测内容、组织管理策略、核事故时序和各阶段的应急监测策略、基础设施和设备需求、采样策略、需要关注的核素及其分析方法、质量管理策略等,在此基础上形成了应急监测策略的分析方法。提出今后应在应急监测数据管理、应急监测技术经济代价分析、应急取样与监测方法的研发和优化、应急监测数据同化技术及应急监测质量保证等方面开展进一步研究。

水生生物辐射剂量率计算在核电厂环境影响评价中的应用

生物辐射剂量率的计算是评价放射性元素对生物辐射影响的前提,也是核电厂环境影响报告书中不可缺少的组成部分。通过一个环境影响报告实例,介绍水生生物辐射剂量率的计算在核电厂环境影响评价中的应用。

WCDMA网络基站安全防护距离理论计算与实测对比研究

根据HJ/T 10.2—1996中的微波远场轴向功率密度计算公式,对所选取典型WCDMA基站的安全防护距离进行了理论预测,并与实测得到的基站电磁辐射强度达标距离对比。结果表明,理论计算的安全防护距离在水平方向上较实测达标距离更为保守,在垂直方向上则较为接近。从发射功率、话务量、监测条件、建筑物干扰和WCD-MA基站特点等方面分析了实测结果与理论计算差异的产生原因,并基于基站副瓣和后瓣实测电磁辐射强度远低于理论预测值的实践,认为WCDMA网络基站运行时的电磁辐射强度超标范围应远小于理论计算结果,其所造成的电磁辐射对环境影响较小。

核电站海水管道阴极保护状态下的腐蚀监测

海水腐蚀引起管道设备失效已成为核电站海水系统的主要问题,管道腐蚀状态的判定及腐蚀速率的实时监测数据为核电站海水系统管道的安全、有效运营提供重要评判依据。本文介绍了一种基于电化学方法的核电站管道多功能腐蚀传感器,主要包括管道的腐蚀状态、腐蚀速率及管道保护度的腐蚀监检测装置、原理和实施方法。

核电厂管道的流体加速腐蚀及其老化管理

管道流体加速腐蚀(Flow Accelerated Corrosion)是核电厂和常规电厂碳钢或低合金钢材料汽水管道的一个重要的老化机理,历史上曾发生过美国萨里核电站2号机组和日本美滨核电站3号机组管道破裂等导致人员伤亡的严重事故;本文简要总结了核电厂管道流体加速腐蚀的经验教训、机理及其老化管理的一些方法和对策。

恒电位仪在核电行业的应用及发展趋势

介绍了恒电位仪作为阴极保护系统的核心设备在核电领域的应用情况,分析了由于核电行业对安全的高度重视而对恒电位仪的应用所提出的新要求,并描述了恒电位仪研发的的新方向和新技术应用的趋势。

核电站常规岛和电站配套设施压力管道安全管理

压力管道是核电站常规岛和电站配套设施的重要设备之一,加强对它们的管理和检查是一项重要的工作,为此首先应对核电站常规岛和电站配套设施的压力管道进行普查与信息收集。由于核电站压力管道系统有其自身的特点,因此首先对核电站压力管道的普查范围、选管分类原则、信息收集内容进行了阐述,其中重点介绍了压力管道的选管分类原则。最后对核电站压力管道数据库开发以及完善压力管道的检验制度进行了初步的探讨。

用蒙特卡罗方法计算光子外照射对人体产生的有效剂量

采用雌雄同体的成人人体模型和蒙特卡罗方法(MCNP4C)计算了环境γ射线外照射对人体产生的有效剂量。为了便于比较,计算中选用了ICRP 74号出版物中给出的20种不同的γ光子能量以及从前向后照射和从后向前照射两种辐照几何源。对计算结果进行比较发现,MCNP4C程序计算得到的结果与ICRP 74号出版物中给出的结果非常吻合。

铸造双相不锈钢的形变强化

采用静力拉伸试验法研究铸造γ+α双相不锈钢在室温和290℃时的形变强化行为。结果表明:在室温时,铸造双相不锈钢在整个均匀塑性变形和局集塑性变形过程中形变强化共分4个阶段,不同的取样部位导致颈缩点分布在不同形变强化阶段;在290℃时,颈缩前的均匀塑性变形过程分为3个阶段。拉伸过程中,载荷-位移曲线上出现“锯齿形”的原因是:拉伸试样表面吕德斯带的形成以及拉伸过程中滑移和孪生变形的交替出现。

欧洲的辐射环境监测

切尔诺贝利事故后,欧洲各国对辐射环境监测加强了重视,投入大量的人力和物力进行辐射环境监测基础设施建设,形成了较为完善的体系,为核能发展提供了强有力的保障。本文介绍欧洲特别是法国、德国和英国的辐射环境监测网络,为我国建设和完善辐射环境监测基础设施、辐射环境监测和应急监测一体化管理提供参考。

标识系统及其在电力行业中的应用

标识系统已经广泛应用于核电厂、火电厂、变电站等,是国外工业化国家在电力工程建设中普遍采用的一种技术手段。介绍了国内外电厂标识系统的概况,提出电厂标识系统设计中的主要原则和编码方案,并对其应用进行了探讨。

除盐水中A106碳钢缓蚀剂的电化学试验比选

采用失重法和极化曲线法，试验对比了除盐水中几种缓蚀剂对A106碳钢的缓蚀作用，结果显示除盐水中在30-85℃间缓蚀剂A的缓蚀效果最好，缓蚀率在95％以上；在试验温度范围内，缓蚀剂A能够稳定地发挥缓蚀作用。

简易通信转换器的设计

为了实现不同通信模式设备之间的相互通信,介绍一款实用的简易通信转换器的设计,包括通信原理分析、电路实现及软件编制等内容。

基于MCS-51单片机的高精度低频正弦波电路设计

介绍利用51单片机的内部定时器输出的脉宽调制(PWM)波来实现高精度低频正弦波的方法,并给出对应的硬件电路和C51语言源程序及正弦数据计算方法。