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。

9Cr-1 Mo-V-Nb-N钢管的热处理工艺的优化

采用单因素比较试验法和正交试验法对 9Cr 1Mo V Nb N钢厚壁无缝钢管热处理工艺参数进行了优化研究 ,通过 16个力学性能指标的多指标综合量化评估法得到了优化的热处理工艺参数。结果表明 ,优化工艺的正火温度为 10 5 5℃± 15℃ ,回火温度 76 5℃± 15℃。

某石煤综合利用工程辐射环境影响研究

针对某石煤综合利用项目提出辐射环境影响评价方法,预测了公众和职业人员受照剂量水平。结果表明,该项目对环境造成的辐射影响较小,对公众和职业人员造成的辐射影响较小。同时给出了灰渣用于建材生产的配比要求。

国有企业青年员工思想政治工作研究

国有企业对青年员工思想政治工作存在认识不够等问题。要把握以人为本等原则,通过加强制度建设和教育引导,创新工作方式等加强青年员工思想政治工作,以充分调动青年员工积极性、主动性和创造性,提升企业核心竞争力。

异种钢主蒸汽管道焊缝裂纹修复工艺的研究

针对台州发电厂主蒸汽管道X20CrMoV121(以下简称F12)与12Cr1 MoV异种钢焊缝出现的裂纹,采用中、低匹配的焊接材料进行了异种钢焊接性和焊接工艺试验,制定了F12与12Cr1 MoV异种钢主蒸汽管道焊缝裂纹焊接修复工艺并实施了现场修复,获得了良好的技术和经济效益。

基于模拟退火法与多层感知机的变压器故障诊断模型及其泛化性能研究

为诊断电力变压器内部的潜伏性故障,以溶解气体分析(DGA)数据为特征量,提出了一种基于多层感知机(MLP)的变压器故障诊断模型。以实际运行变压器的故障数据为学习样本,利用模拟退火法实现多层感知机内部节点之间的连接权重优化。以不同特征组合作为MLP的输入,对比、分析了MLP诊断故障类型的正确率;研究了MLP拓扑结构、参数正则化等对诊断模型泛化性能的影响。使用训练数据以外的变压器故障数据测试学习完成的诊断模型,获得较高的测试准确率。

核电常规岛换热器铁磁性传热管远场涡流检测技术研究

传热器管系泄漏是造成核电常规岛换热器故障停运最主要的原因。鉴于铁磁性材料价格相对低廉,且具有良好的传热性和耐蚀性,这些换热器的传热管大量使用TP439铁素体不锈钢等铁磁性材料。远场涡流检测技术是一种低频检测方法,对铁磁性传热管的内外壁具有相同的灵敏度,且受集肤效应的影响较小,广泛应用于铁磁性传热管的检测中。鉴于目前国内核电站的运行特点,分析了高低压加热器等主要辅助设备传热管的主要失效机理,可能产生的主要缺陷类型。针对国内远场涡流检测分析技术的薄弱点,本项目研究了单激励探头和双激励探头在点状缺陷、短缺陷和长缺陷等主要失效类型缺陷的信号特征,远场涡流检测在缺陷定性和定量方面的方法,以及分辨力、灵敏度等技术指标,力求实现分析技术的提升,提高常规岛换热器铁磁性材料传热管实际在役检测的可靠性。

轻水堆核电站奥氏体不锈钢铸件的热老化及其老化管理

在轻水堆核电站中,奥氏体不锈钢铸件(CASS)在运行温度下长期工作将面临热老化问题。本文对热老化的机理进行了描述,并针对核电站的热老化问题,给出了老化管理工作的主要步骤,即部件敏感性甄别、老化状态评估和ISI大纲更新;结合CASS热老化的老化管理实践,对我国核电站的热老化管理工作提出了建议。

T91钢高温高压水蒸汽氧化膜微观组织结构研究

利用扫描电镜和能谱仪对高温高压水蒸汽条件下的T91钢氧化层形貌和氧化膜成分进行观察和分析.结果表明:氧化层的外层主要是粗柱状晶组织,其根部为细等轴晶组织;内层是单相无晶界结构.在表面生成CrFe2O6氧化物的单相无晶界非晶体簿膜,它是在Cr、Fe与O的供应相对较充足的环境中,由直径约0.1～0.2 μm的纳米级CrFe2O6氧化物小粒子堆积而成;继续氧化时,在非晶体层表面生长出CrFe2O4氧化物晶体层,在该晶体层生长的初期,(Fe、Cr):O比与非晶体层一致,但Cr逐渐减少而Fe渐多,并且Fe、Cr离子在CrFe2O4氧化物晶体中严重缺位约37%.

高温过热器T91、T22管爆管分析

某电厂锅炉高温过热器T91、T2 2管在运行 2万h后多次发生爆管 ,通过对原始管、运行管、爆管的组织和性能检测表明 ,爆管是由于T2 2管长时处于超温运行 ,在蒸汽侧产生大量氧化层 ,而氧化层在起停时剥落并沉积在下弯头附近 ,从而使管内流量降低 。

T91钢高温水蒸汽氧化层形成机理研究

为了研究T91钢高温高压水蒸汽条件下锅炉管道内壁氧化层的形成机理 ,对T91钢锅炉再热器管内壁高温高压水蒸汽条件下的氧化层形貌进行观察 ,利用X Ray物相分析仪测试氧化层的物相结构。结果表明 :T91钢在高温高压水蒸汽环境下产生的氧化皮内层为极薄且含有大量阳离子空位的单相无晶界CrFe2 O4(阳离子空位约为 3 7% )非晶体结构 :中层为较厚的单相CrFe2 O4细等轴晶和在其上生长的粗柱状晶结构 :外层为Fe3 O4 Fe2 O3

用湿法氧化预处理进行水中^(14)C分析研究

介绍了一种基于湿法氧化预处理环境水中14C的分析方法。设计了一套湿法氧化装置,样品处理量为20 L,可对水中无机碳和有机碳分别进行转化和吸收。经转化和吸收后的样品在二氧化碳释放吸收装置上与闪烁液混合,最后在低本底液闪谱仪上进行测量。分析了有机碳和无机碳回收率的稳定性和准确性,给出了典型样品最小可探测活度浓度和测量值。采用本方法可高效、稳定提取环境水体中的有机碳和无机碳,回收率分别为96.8%和97.8%,典型环境条件下对14C的最小可探测活度浓度可达到0.015Bq·(g C)-1。

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。

巴克豪森噪声在电站用铁磁材料疲劳寿命评估领域的研究现状

介绍了国内外应用巴克豪森噪声检测技术在电站用铁磁材料疲劳寿命评估中的研究状况。分析、总结巴克豪森噪声与显微结构特征的内在关系以及巴克豪森噪声疲劳寿命预测曲线的研究进展,并指出该技术存在的问题和今后发展的方向。

高温再热蒸汽管道下沉原因分析及处理

某电厂高温再热蒸汽管道在吹管后出现异常下沉,恒力弹簧吊架普遍处于下极限位置。通过分析找出导致管道下沉的主要原因,并针对此提出了新增3组恒力弹簧吊架,更换2组恒力弹簧吊架的处理方案以及高温蒸汽管道下沉的预防建议,方案实施后管道下沉问题得到有效解决。

基于性能退化的热老化可靠性剩余寿命预测方法

以核电厂主管道为研究对象,运用性能退化可靠性理论和贝叶斯更新方法,对主管道因热老化导致失效的剩余寿命进行研究。首先通过加速热老化实验获得的数据,分析主管道奥氏体不锈钢材料的冲击性能退化过程,然后运用贝叶斯更新方法得到基于冲击性能衰退信息的主管道热老化剩余寿命分布,进行可靠性剩余寿命预测;最后通过实例证明该方法的有效性和可操作性。

热老化对Z3CN20-09M不锈钢疲劳裂纹扩展性能的影响

对400℃下热老化长达20000 h的Z3CN20-09M的组织转变进行了透射电镜观察。对不同时间热老化后Z3CN20-09M的裂纹扩展性能进行了研究,并讨论了热老化时间对裂纹扩展速率的影响。用扫描电镜对裂纹扩展面进行分析,研究了裂纹扩展机制。透射电镜实验结果表明:热老化后铁素体中富Cr的α'相随热老化时间延长数量不断增多。疲劳裂纹扩展速率可用Paris公式拟合,裂纹扩展速率随热老化时间延长而增快。拟合的Paris公式指数n随热老化时间延长而增加,lnC随热老化时间延长而减小,而且指数n与lnC呈线性关系。扫描电镜结果表明,裂纹扩展速率的增快与热老化后铁素体的解理断裂有关。

65Mn金属材料氢脆性能实验研究

采用小压杆方法对核电厂中常用的高强度弹簧钢65Mn的氢脆特性进行实验研究。对试样采用阴极电解充氢方法,实验采用不同的电解电流(1、4、10、20 mA),经过氢在金属中吸附、扩散、聚集和起裂导致材料的氢脆。采用小压杆实验方法对充氢后的试样进行压入实验,结果表明随着充氢电流强度的提高,试样的最大载荷降低,强度降低;试样的压入吸收功、临界断裂应力和临界断裂应变降低,表明材料的韧性降低。从试样的断裂表面发现,随着充氢电流强度的提高,试样宏观断裂表面从韧性断裂转变到典型的脆性断裂,微观表面特征从韧窝转变到沿晶解离断裂。通过理论分析表明,电流密度升高,试样中氢的浓度升高,氢脆较为严重。

显微硬度法分析核电站主管道热老化趋势

使用显微维氏硬度计和冲击试验机研究了核电站主管道材料Z3CN20.09M在400℃加速热老化10 000h前后的力学性能变化。结果表明,热老化导致试验材料的冲击吸收能下降;构成试验材料的铁素体相的显微维氏硬度上升,奥氏体相的显微维氏硬度基本保持不变。通过研究材料组织特征,剖析显微硬度与冲击韧性的关系,探索将显微硬度测试方法作为核电站主管道材料热老化趋势预测方法的可能性。

CORMIX与二维数模、物模在滨海核电厂温排水近区模拟中的比对研究

我国一般采用二维数值模型和物理模型相结合的方式对滨海核电厂的温排水影响范围进行评价,二维数值模型难以模拟近区水流和温排水的分布规律,而开展物理模型试验所需费用高、周期长。CORMIX是在浮射流理论分析和物理模型试验的基础上开发的,对近区的稀释扩散特征模拟结果较好,且使用简单快捷、成本低。本文以我国某滨海核电厂温排水影响范围的模拟为算例,对CORMIX与二维数模、物模进行比较,结果表明,CORMIX对于近区的模拟结果优于二维数模,与物模试验结果的一致性较好。同时,本文还对CORMIX在滨海地区的适用性进行探讨,对于岸线规律、水下地形开阔的区域,CORMIX可作为温排水近区模拟的首选方法。