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。     

第三次全国高校土木系系主任会议在津举行

10月19日至21日,中国土木工程学会教育委员会在天津召开第三次全国高校土木系系主任会议。与会同志就如何加强师资队伍建设,稳定教学秩序,提高教育质量等问题进行了广泛深入的交流和探讨,并对许多问题形成共识。一、坚持以教学为中心,深化内部改革,提高办学效益。一是要改革管理模式,强化学校办学自主权;二是要改革投资模式,由国家投资办学转变为国家、集体、个人共同办学,亦即改革招生和毕业生就业制度,由国家统招统     

固体防蜡剂的研究及其在低渗透油田应用

本文论述的固体防蜡剂研究成果,既解决了低渗透油田采油过程中存在的结蜡问题,又克服了现有的液体防蜡剂在应用过程中存在的种种弊端。它利用高聚物缓释等特性,由高聚物乙烯—醋酸乙烯酯、高压聚乙烯及表面活性剂尼纳尔(水溶)经过复配、加热、成型等过程制成固体防蜡剂。针对不同区块、不同含水量,应用不同配方的固体防蜡剂具有较好的防蜡效果,能有效减缓油管、抽油杆及凡尔结蜡,延长油井热洗周期,免洗增油。     

J-Q理论在压力容器材料断裂韧性测试中的应用

J积分理论是表述材料在断裂过程中裂纹尖端应力场的标准方法。但是,由于尺寸效应的存在,单参数的J积分理论不适合应用于小尺寸的断裂韧性试样的裂纹扩展控制。双参数的J-Q理论可以克服单参数J理论在尺寸效应问题上的不足,使得用小尺寸样品研究材料断裂韧性在理论模型计算方面得     

国产压力容器材料辐照性能研究

压力容器是压水堆核电站全寿期不可更换的关键部件,是核电站安全与寿命的决定因素之一。在长期服役过程中,引起压力容器性能下降的最主要因素是长时间大剂量高能量中子的辐照。辐照将引起压力容器材料韧性降低、脆性升高,从而增加压力容器脆性断裂的潜在危险。因此,压力容器材料抗辐照脆化能力一直是该领域国内外关注的焦点之一。文章针对国产压力容器材料,开展了一定剂量水平（约3×10 19 n/cm 2,E≥1 MeV）的研究堆加速辐照考验,进行了辐照后材料力学性能测试分析,包括冲击性能,动态断裂韧性,以及疲劳性能。同时,将辐照后性能测试结果与辐照前进行对比,分析评价了国产压力容器材料的抗辐照性能。     

氧化物夹杂与Ni-Cr-Mo-V钢多层焊缝低温冲击韧性变化规律的关系

测试了反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝的冲击韧性，实验结果表明，当实验温度较低时，同一实验温度下沿盖面焊到焊根方向不同层焊缝样品的冲击吸收能呈下降趋势。通过低温实验样品断口观察到韧窝底部、起裂源、解离断刻面裂纹源存在直径为0.3～2.0 μm的球形氧化物夹杂，导致试样在变形过程中氧化物夹杂与基体分离形成微裂纹，并发展为试样的韧窝、起裂源和解离断刻面裂纹源，由此推断氧化物夹杂是造成焊缝低温失效的主要原因。同时氧化物夹杂的数量沿盖面焊到焊根方向逐渐增多，使得微裂纹形核率逐渐增加，造成焊缝低温冲击韧性沿盖面焊到焊根方向逐渐变差。     

国产压力容器材料辐照性能研究

压力容器是压水堆核电站全寿期不可更换的关键部件,是核电站安全与寿命的决定因素之一。在长期服役过程中,引起压力容器性能下降的最主要因素是长时间大剂量高能量中子的辐照。辐照将引起压力容器材料韧性降低、脆性升高,从而增加压力容器脆性断裂的潜在危险。因此,压力容器材料抗辐照脆化能力一直是该领域国内外关注的焦点之一。文章针对国产压力容器材料,开展了一定剂量水平(约3×1019n/cm2,E≥1 M eV)的研究堆加速辐照考验,进行了辐照后材料力学性能测试分析,包括冲击性能,动态断裂韧性,以及疲劳性能。同时,将辐照后性能测试结果与辐照前进行对比,分析评价了国产压力容器材料的抗辐照性能。     

M5合金包壳管高温爆破性能

在反应堆运行期间，特别是运行后期，由于燃料芯块与包壳的机械相互作用以及燃料芯块的裂变气体的释放，包壳管将承受较大的双轴应力。为保障在反应堆运行期间的安全性，燃料元件包壳管的完整性非常重要。而内压爆破试验更能体现出燃料包壳材料在堆内时的真实受力状态。     

Zr-2包壳管爆破力学性能

核燃料元件是反应堆的核心部件，由燃料芯块、包壳及其构件组成。由于燃料元件的运行环境比较恶劣，中子辐照、冷却剂的腐蚀及在开堆、停堆、和运行后期燃料芯块与包壳的机械相互作用和裂变气体产物的释放，使包壳管承受双向应力，均会造成燃料元件的力学性能下降，形成安全隐患，它的安全性能直接影响反应堆的安全可靠性。为更好地模拟包壳在堆内的受力状态，一般采用内压爆破试验来获得包壳材料的断裂强度与延性数据。