超高温下核级316H不锈钢材料基础特性研究

第四代反应堆的一个基础特征是设计运行温度大多数在500~800℃,而传统压水堆材料体系和数据均在350℃以下得到,无法满足需求。本文通过广泛论证分析,筛选出了适用于大多数反应堆、最接近工程应用的316H不锈钢材料作为研究对象。开展800℃超高温下力学性能、比热容、平均线膨胀系数、晶间腐蚀特性、低周疲劳等试验研究,结果表明,316H不锈钢实测数据结果大幅高于规范标准值,长期应用温度限值建议不超过700℃,短时瞬态运行温度限值建议不超过800℃。该研究为第四代反应堆结构材料筛选和评价提供了依据。      

核级316L不锈钢管道射线插塞孔开裂原因分析

为查明某核电厂核级316L奥氏体不锈钢管道射线插塞孔裂纹显示的成因,对含插塞孔不锈钢管段的宏/微观形貌、化学成分、力学性能、维氏硬度、断口形貌、腐蚀产物、应力分布等进行了分析。结果表明：裂纹以沿晶方式扩展,断口呈冰糖块脆性断裂花样并伴有大量氧化腐蚀产物,属于典型的压水堆一回路水介质条件下由插塞孔局部应变-硬化导致的晶间应力腐蚀开裂。引起应变-硬化的主要原因是插塞孔和插塞的过盈配合以及射线插塞孔密封焊缝焊接残余应力过高。建议加强在役机组同类结构的检查,减少新建机组类似结构的使用。     

核级热交换器液压胀管方法及性能要求

文章介绍了液压胀管方法的具体工艺流程及优点,并通过图解方法对液压胀管的机理进行了分析,同时对液压胀管方法的3个性能考核指标进行了说明,尤其是通过对某一典型核级热交换器胀管工艺的介绍,进一步说明了液压胀管在核级热交换器设计和制造中的重要性。     

程控中子管老炼台的研制

程控中子管老炼台采用计算机控制技术,以中子管内的真空度和高压击穿情况为判据,决定高压脉冲电压幅度和限流电阻的增加或减少,对老炼工艺过程、高压脉冲 " /-"极性和限流电阻的转换进行自动控制,实时记录老炼过程的数据及相关信息.     

基于ASME和RSE-M规范的含平面缺陷奥氏体不锈钢核级管道剩余寿命预测方法的数值对比研究

核级管道在加工和安装环节可能存在不同的缺陷。此外,由于核电厂运行条件的影响,管道中可能存在少量缺陷,如裂缝。需要合理预测评估含缺陷管道的剩余寿命,以便安排更换方案,避免对核电厂的效率造成严重影响。本文根据ASME和RSE-M规范,在应力强度因子计算、裂纹扩展分析和裂纹稳定性评价等环节,通过数值对比研究了含有平面缺陷的奥氏体不锈钢核级管道的剩余寿命评估方法,为类似工作提供参考。      

14MeV医用同源双模中能电子直线加速管的研制

医用同源双模中能电子直线加速管是影像引导放射治疗技术(Image Guide Radiation Therapy,IGRT)中的核心部件,为确保放射治疗直线加速器能够提供稳定和高品质的成像射束、双光子模式治疗射束以及多档电子射束,上海联影医疗科技有限公司研制了基于一种新型的能量开关技术的14 Me V医用双模驻波加速管。采用束流动力学程序Parmela对加速管整管的横向聚焦和纵向聚束进行了动力学设计分析,为优化加速管腔体几何结构提供了指标要求,最终利用电磁场仿真软件Superfish及CST(Computer Simulation Technology)优化腔体结构设计并得到了最优的微波参数。模拟计算结果表明,该加速管总长1.3 m,采用边耦合双周期?/2驻波结构,工作频率2.998 GHz,其输出束流能量可以实现多档可调,成像模式可输出低于3 MV的光子,治疗束可输出具有6 MV和10 MV两档的光子及4档能量电子束(最高能量可达14 Me V)。完成加工后,冷测结果与设计值符合得比较好,下一步将进行高功率微波老练。     

316Ti不锈钢环境敏感断裂起裂时间研究

采用慢应变速率和恒载荷试验方法,研究在压水堆一次侧工况下氯离子浓度,氧浓度,加载应力和应速率对ＰＷＲ压力边界材料３１６Ｔｉ不锈钢环境促进起裂时间的影响。     

氧势对快堆不锈钢包壳管腐蚀行为的影响

通过堆外模拟试验，研究了国产３１６－Ｔｉ不锈钢包壳管在４种氧势下对ＦＣＣＩ（燃料包壳化学相互作用）和ＦＰＬＭＥ（裂变产物液态金属脆化效应）的敏感性。结果表明包壳管腐蚀特征与氧势密切相关。当氧势低于Ｃｒ在不锈钢中的氧化阈值，包壳管内壁无明显侵蚀；当氧势超过Ｃｒ在不锈钢中的氧化阈值很多时，包壳管微观侵蚀形貌是基体氧化侵蚀与晶间侵蚀（ＩＧＡ）的混和。随氧势增加，晶间侵蚀深度减小，氧化侵蚀变严重。在与超化学计量混合氧化物燃料对应的高氧势下，同时发生基体氧化侵蚀，晶间侵蚀和剥离性侵蚀，侵蚀区呈“溃疡状”，由富Ｃｒ／贫Ｎｉ和富Ｎｉ／贫Ｃｒ层交替组成。