摘要：对大亚湾核电站核岛重要厂用水系统(SEC)在现有防腐蚀设计下出现过的典型腐蚀事件进行了回顾,并对这些防腐蚀设计进行了系统的评价,最后针对性地给出了改进建议。

摘要：18MND5低合金钢凭借其良好的机械性能,被广泛应用于压水堆核电站核岛设备上。针对核岛设备用国产18MND5低合金钢钢板,在性能热处理状态和性能热处理+模拟消应力热处理两种状态下,进行了室温及100、125、150、175、200、250、300、350℃拉伸试验。基于上述试验结果,分析了动态应变时效对不同热处理条件下18MND5低合金钢材料抗拉性能的影响。结果表明,在室温~350℃温度范围内,随着温度的升高,18MND5低合金钢材料的抗拉强度呈先下降后上升的特征,抗拉强度谷值出现在150~200℃,发生了动态应变时效。采用两种热循环制度模拟18MND5低合金钢材料的封头成形工艺,分析了热循环制度对材料抗拉性能的影响。结果表明,18MND5低合金钢材料150℃下的抗拉强度仍低于350℃下的抗拉强度,动态应变时效的影响仍存在;经历热循环后18MND5低合金钢材料的抗拉强度未低于原始材料性能态的抗拉强度。此外,根据RCC-M中设备设计用抗拉强度Su的计算公式,对18MND5低合金钢材料在抗拉强度低谷的服役安全性进行了评价。结果表明,在动态应变时效影响下,18MND5低合金钢材料产生的抗拉强度的谷值仍处于材料安全使用范围内。

摘要：针对滨海核电站海水冷却系统出现的腐蚀事件,讨论了核电站海水冷却系统防腐蚀设计的一些基础性问题,包括设计基准、选材、典型的防腐蚀措施、特殊设备的防腐蚀方案和相关的经验。讨论了因专用防腐蚀系统、设备或部件的老化、寿期及其失效带来的腐蚀风险。特别提到由于防腐蚀设计不足和施工带来的腐蚀问题。这些问题大多可以在设计和建造阶段解决。呼吁推广现有优秀防腐蚀设计方案。

摘要：针对压水堆核电厂控制棒驱动机构的移动线圈附近机械及磁路结构,制作比例为1:2的简化模拟实验装置测试研究移动衔铁的运动特性。针对该模拟实验装置采用磁路计算和ANSYS有限元计算开展了移动线圈临界电流的影响因素的理论分析。理论计算与实验测试结果对比显示:ANSYS有限元法计算结果与试验测试达到较好的吻合。依据ANSYS有限元法理论计算结果,降低隔磁片磁导率、增加隔磁片厚度均可提高临界释放电流。导磁材料磁导率、提升负载、以及提升间隙均对移动衔铁的临界提升电流和/或临界释放电流产生显著影响。

摘要：介绍了透射电子显微镜、小角散射技术与正电子湮没技术应用于反应堆压力容器钢辐照损伤过程中微观组织结构的演变规律的情况,并讨论了目前所取得的研究成果与存在的不足,最后指出了对国产反应堆压力容器钢尽快开展辐照损伤微观组织演变研究工作的必要性与重要性。

摘要：普查了国内某海滨核电站核燃料厂房(K厂房)不锈钢管道的腐蚀情况和Cl-浓度,发现K厂房不锈钢管道存在普遍的腐蚀问题,腐蚀主要发生在弯管和焊缝部位,以点蚀为主,K厂房大气中Cl-含量是现场大气环境中的18倍左右。采用自行设计的装置预制点蚀坑,用恒载荷法研究了溶液中304L不锈钢由点蚀扩展为应力腐蚀的行为过程;结果表明,304L不锈钢发生应力腐蚀门槛应力在80%Rp0.2左右,1级椭圆形点蚀坑扩展为SCC的Cl-临界浓度在5～10mg/L之间。根据现场调查和试验结果推断,K厂房奥氏体不锈钢管道在含有氯离子的大气中应力腐蚀开裂(SCC)过程可分为两个阶段,先是金属表面钝化膜被破坏而发生点蚀,以后以蚀坑底部的敏感点为裂纹源,扩展为SCC。

摘要：介绍了核电站在役反应堆压力容器退火处理技术的原理及其主要影响因素,讨论了退火后材料的韧性恢复程度与再辐照脆化速度两项退火处理的关键参数,展示了退火处理的工程实施方案,比较了俄罗斯与美国设计的反应堆压力容器在实施退火处理时的主要差异项,最后提出了我国现阶段在条件成熟时可适度开展一些必要基础研究工作的建议。

摘要：介绍了RCC-M2000+2002补遗版及RSE-M1997+2000修订版规范中关于压水堆核电站核岛机械设备的无损检验要求。比较和分析两个规范在检验范围、检验技术和验收准则等方面的主要差异,可为核岛机械设备的设计、制造、安装、役前及在役检查的无损检验提供参考。

摘要：蒸汽发生器一次侧异物事件可造成蒸汽发生器一次侧表面甚至传热管损伤,可对蒸汽发生器完整性产生危害。简述蒸汽发生器异物一次侧的设计及功能要求,对一次侧受损所产生的影响进行分析,并对修复原则进行讨论。认为异物导致的表面硬化会影响材料的抗应力腐蚀性能,但裂纹不会对设备的完整性产生影响;管子-管板焊缝承担了部分结构焊缝的功能,有条件时,可进行修复。

摘要：利用扫描电镜、能谱分析和X射线衍射研究质子辐照前后的奥氏体不锈钢AL-6XN在高温高压水中的腐蚀行为。结果表明,未辐照的样品在高温高压水中生成了完整的氧化膜,样品增重随着浸泡时间的增加而增加,温度越高腐蚀增重越显著。经过质子辐照后的材料在290℃/10 MPa水中氧化膜发生了严重的溶解,浸泡后样品出现了失重,在550℃/25 MPa超临界水中外层氧化膜发生了剥落,且浸泡时间越长,氧化膜剥落越严重。质子辐照不影响氧化膜的元素组成和相结构,同时建议了质子辐照后奥氏体不锈钢在高温水中氧化膜剥落的模型。