秦山核电厂反应堆压力容器第三根辐照监督管试样断裂韧性试验

核电厂反应堆压力容器是堆内个可更换的重要部件,保证其安全可靠,对于核电厂口的安全运行具有重要意义。根据《秦山核电站反应堆压力容器材料辐照监督大纲》的要求,在反应堆压力容器中设置辐照监督管,监测反应堆压力容器环带区筒体及焊缝因中子辐照和热环境引起的材质性能变化。定期抽出辐照监督管,实测辐照监督试样延性断裂韧度JIC试验数据,作为判断压力容器材料辐照脆化程度的参考数据,并用于修定反应堆冷却剂压力-温度限值曲线,以防止压力容器发生脆断,从而保证反应堆安全运行。同时为压力容器以及核电厂的寿命评估和延寿积累数     

秦山核电站一期反应堆压力容器第5次监督试验

秦山核电站一期反应堆从1992年1月21日至2007年10月28日，经历了第1循环至第10循环。反应堆运行了4378．7d，3885．8等效满功率天（EFPD），10．64等效满功率年（EFPY），平均热功率为857Mw。依据辐照监督大纲要求，对秦山核电站压力容器辐照监督管进行辐照监督试验，以获取压力容器材料辐照脆化及辐照环境数据，最终修订反应堆冷却剂压力一温度限值曲线，以防止压力容器发生脆断，从而保证反应堆安全运行。     

PWR反应堆压力容器监督数据分析及寿命初步评估

由于长期在中子辐照场、温度场以及应力场的作用下,反应堆压力容器材料性能会出现蜕化的现象,主要表现为韧脆转变温度升高,屈服强度增加,以及断裂韧性降低等。为了监测压力容器材料的辐照效应,需要在反应堆内安装一定数量的监督管,定期抽出进行辐照监督试验。通过进行反应堆压力容器的辐照监督试验可以获得压力容器材料辐照脆化及辐照环境的相关数据,利用这些数据修订反应堆冷却剂压力-温度限值曲线,以防止压力容器发生脆断,从而保证反应堆的安全运行。随着反应堆服役时间的增加,PWR冷却剂的压力-温度运行窗将逐渐缩小,直到寿期末运行窗将…     

反应堆压力容器辐照监督

介绍了秦山第二核电厂600 MW压水堆机组的辐照监督计划,对监督、试验、评价方法以及超前因子偏大的原因进行了分析讨论.根据辐照监督数据评价了秦山第二核电厂反应堆压力容器辐照脆化效应.     

秦山核电厂反应堆压力容器第三根辐照监督管试样冲击试验

对反应堆压力容器材料进行辐照监督是保障压力容器在设计寿期内安全运行的一项重要措施,其中,冲击试验是重要组成部分。 秦山核电公司30万干瓦反应堆压力容器用A508-3钢制成,它是一种铁素体低合金钢。筒身段的参考无延性转变温度（RTNDT）低于-20℃。但由于反应堆的中子辐照效应,钢的韧性下降,无延性转变温度上升,钢材性能从韧性向脆性转变,从而增加了压力容器发生脆性断裂的可能性。 辐照监督的目的,在于监测压力容器环带区（即压力容器筒体正对活性区的环带）材料受中子辐照和热环境影响所造成的材料性能变化。根据《辐照监督大纲》,定期从堆内抽出监督试样进行试验,实测冲击韧性试验数据,得到△RTNDT,并用这些数据来确定反应堆开、停堆的压力-温     

低铜合金反应堆压力容器钢辐照脆化预测评估模型

反应堆压力容器（RPV）材料辐照脆化预测评估对保证核反应堆安全运行、预防重大灾难性事故的发生具有重要意义。通过深入了解RPV材料辐照损伤机理和分析国外较为成熟的RPV辐照脆化预测模型，揭示了国外有关压力容器辐照脆化预测模型对低铜RPV辐照脆化预测的不足及其原因。在此基础上，发展和建立了适用于低铜RPV辐照脆化趋势的预测模型CIAE-2009。利用辐照性能数据对CIAE-2009模型进行了验证。结果表明，CIAE-2009对低铜含量RPV材料辐照脆化趋势预测具有较高的准确性和可靠性。     

秦山核电厂反应堆压力容器第三根辐照监督管试样拉伸试验

反应堆压力壳钢系体心结构材料,本身不但具有冷脆特征,而且辐照会增加其冷脆趋势,即强度升高,塑韧性下降,韧脆转变温度上升,因而增加了容器突发性脆性破坏的可能性。反应堆压力容器材料的辐照监督试验,目的就在于监测水冷反应堆束带区（即压力容器最大通量辐照区）的筒体及焊缝材料受中子辐照和热环境所造成的这种材质性能的变化,从而为制定反应堆运行限制曲线、确保压力容器在设计寿期内的安全提供必要约依据。拉伸试验则是其中的一个重要组成部分。 根据《秦山核电站反应堆压力容器材料辐照监督大纲》要求,定期从堆内抽出监督试样进行拉伸试验,测量筒体母材及焊缝材料强度和延伸率因辐照引起的变化。第三根辐照监督管母材及     

在役反应堆压力容器延寿探讨

概述了反应堆压力容器辐照脆化的相关标准，分析了限制反应堆压力容器寿命因素．策划了反应堆压力容器延寿前应完成的辐照脆化研究及技术准备工作．提出了实现在役反应堆压力容器延寿的构想。     

用于辐照监督数据处理的TransTemp程序开发

开发了用于压水堆核电站反应堆压力容器辐照监督数据处理的TransTemp程序软件,程序使用Matlab语言编写.该程序采用双曲正切模型描述压力容器韧脆温度转变曲线,根据辐照监督数据,计算得出韧脆温度转变曲线,并给出韧脆转变温度(T41J)及误差估计.     

国产反应堆压力容器材料辐照效应研究

反应堆压力容器(RPV)材料经受中子辐照后,发生脆化效应导致韧性降低是影响反应堆安全运行的重大因素。为准确评估国产RPV的安全性,采用国产RPV材料在试验堆内加速模拟辐照的试验方法,研究国产RPV材料的辐照脆化性能。结果表明,国产RPV材料在寿期运行工况下,存在一定程度的辐照强化效应和辐照脆化效应。     

秦山核电公司辐照监督管支承、定位结构改造

对反应堆压力容器材料进行辐照监督是保障压力容器在设计寿期内安全运行的一项重要措施。辐照监督管装有压力容器筒体及焊缝材料试样,用于监测压力容器的辐照损伤程度,以指导反应堆压力容器的安全使用,是堆本体重要的核部件。由于运行中堆芯吊篮的紧固件部分脱落需要进行维修。辐照监督管支承、定位结构改造是美国西屋公司承担的秦山核电公司堆芯吊篮修复的组成部分,     

反应堆压力容器辐照脆化状态评估

基于大量相似辐照脆化试验测试数据和实际辐照监督测试数据，采用统计分析的方法，选出适合于某核电厂反应堆压力容器（RPV）的辐照脆化评估公式。以该核电厂已经完成的辐照监督管测试数据为输入，对RPV当前的辐照脆化状态进行了评估，并推算、分析了RPV在寿期末的结构完整性；基于辐照脆化计算结果，绘制了各运行阶段RPV的压力-温度限值曲线（P-T曲线），并给出运行建议。      

秦山第二核电厂1、2号机组压力容器辐照脆化监督

秦山第二核电厂1、2号机组的辐照监督试验全部8个批次已经完成。通过不同快中子注量下辐照监督试样的力学试验,得到压力容器材料的强度、延伸率、冲击韧性等的变化值,以及上平台能量和韧脆转变温度变化值。与未辐照材料性能相比,监督管试样均有一定的辐照强化和脆化效应,韧脆转变温度有不同程度的上升,但均低于FIS公式预测值。综合评价认为:2个机组压力容器材料的辐照脆化效应均处于较低水平。     

辐照损伤对反应堆压力容器钢电磁性能的影响

介绍了国内外在反应堆压力容器钢辐照脆化过程中电、磁性能的变化规律研究方面所开展工作,并讨论了目前所取得的研究成果与存在的不足。最后通过探索指出了反应堆压力容器钢在服役时力学性能、电性能与磁性能之间的潜在关联,以此为基础形成无损评估技术,可为反应堆压力容器钢辐照监督提供一个新的思路,并可作为现阶段传统辐照监督破坏性试验评价方法的一个重要补充。     

国产A508-Ⅲ钢辐照后的室温低周疲劳性能

A508-Ⅲ钢是国际上核一级压力容器的常用材料。由于反应堆压力容器在服役过程中将暴露在较强的中子辐照场中，辐照脆化是压力容器老化失效的主要原因之一。因此，容器材料辐照后的疲劳性能应该被检测并将数据结果存入数据库，以便于评估压力容器在服役过程中的安全性及剩余寿命。     

反应堆压力容器钢的辐照脆化预测模型研究

对反应堆压力容器（RPV）钢的辐照脆化进行预测是保证核电站长寿期安全运行的重要方法。通过深入分析国外已有RPV钢的辐照脆化预测模型,揭示了已有参数化预测模型的不足,在此基础上建立了新的预测模型PMIE-2012。利用辐照监督数据对PMIE-2012的可靠性进行评价,结果表明,PMIE-2012对RPV钢的辐照脆化预测具有较高的准确性和可靠性。     

国产反应堆压力容器的辐照脆化行为及预测

反应堆压力容器（RPV）是保障核电站运行安全性、经济性的核心构件。对RPV的完整性评估而言辐照脆化是必须面对的问题。我国已开发了第三代设计寿命为60 a的核电站。当达到寿期末时,辐照脆化的行为是未知的,这给国产RPV的辐照脆化预测带来了困难。为研究高注量下的辐照脆化行为,对A508-3钢的材料力学性能试样进行辐照考验,辐照温度为(288±8) ℃,中子注量水平达到反应堆压力容器60 a寿期末的辐照水平1×10²⁰ cm^-2;开展拉伸、冲击和断裂韧性试验,分析辐照脆化行为,在EONY模型基础上,提出针对国产RPV钢的改进的辐照脆化模型。模型的有效性被试验数据证实,其可准确预测国内A508-3材料的辐照脆化趋势。     

压水堆核电厂反应堆压力容器辐照脆化评价与监督

反应堆压力容器是压水堆核电厂的核心关键设备,受快中子(E1MeV)辐照造成的辐照脆化是其运行失效的重要因素,因此需要对压力容器进行辐照评价与监督,以保证其寿期内的安全运行。     

Study on models for RPV material irradiation embrittlement prediction

反应堆压力容器材料辐照脆化预测模型的研究对保证核反应堆安全运行、并预防重大灾难性事故的发生具有非常重要意义.本文基于RPV材料中Mn-Mo-Ni及Cr-Mo-V两种钢系的应用实际,分析了适用于RPV两类不同材料辐照脆化预测模型,研究了这些模型的物理思想和建模方法.首次提出了参数化模型和结构化模型的概念,充分肯定了参数化模型在反应堆压力容器材料辐照脆化预测方面的重要作用,并对结构化模型的发展前景及深入研究所面临的问题进行了讨论.     

改进型A508CL3钢的中子辐照脆化性能研究

在高通量工程试验堆对国产反应堆压力容器用Ａ５０８ＣＬ３钢进行了中子辐照脆化性能试验，并利用示波冲击分析了辐照前试样的动态断裂过程。研究结果表明：改进型Ａ５０８ＣＬ３钢锻件具有良好的抗中子辐照脆化性能，ＲＰＶ钢可以立足限国内生产。