摘要：在LNG工业系统中,当调节阀的流量系数同时被大流量控制和微小流量控制时,对于同一小口径的globe型式的调节阀实现较大可调比是非常棘手的问题。针对这种情况,通过对技术要求和设计难点进行分析,设计出一种大流量和微小流量模块化阀内件结构的组合方式,该组合方式仅需在原有大流量调节阀的结构上增加微小流量组件,不需要改动原阀门结构,即可实现在-196℃工况下超小流量C_(v)=0.17、0.7与大流量C_(v)=11.7、16的阀芯互换性应用。这一改进方法不仅降低了产品的加工难度,也有效控制了制造成本。

摘要：核电新燃料运输容器长期服役寿命主要受限于填充在壳体中起防震和隔热作用且不可更换的硬质聚氨酯泡沫材料。为评估填充在新燃料运输容器中的硬质聚氨酯泡沫材料的老化寿命,分别在不同温度条件下对硬质聚氨酯泡沫材料进行加速热氧老化试验,定期监测其压缩性能、颜色及微观形貌变化规律,分析其热氧老化行为。根据聚氨酯泡沫材料在不同温度下的压缩强度变化规律,获得聚氨酯泡沫材料在不同温度条件下的老化失效时间,采用阿伦尼乌斯方程外推法预测其在实际服役温度条件下的老化寿命。结果表明,聚氨酯泡沫材料适宜的热氧老化试验温度区间为100~120℃。经微观形貌观察,新燃料运输容器聚氨酯泡沫填充材料在热氧老化试验期间发生泡孔塌陷和泡孔壁破裂的现象,导致压缩强度下降。通过计算分析,在新燃料运输容器设计最高使用温度38℃条件下,预测聚氨酯泡沫材料服役寿命为54 a,能够满足30 a的设计要求。

摘要：水化学控制,包括一回路和二回路水化学控制,是核电厂安全、高效运行的必要条件。使用适合的分析方法测定相关水化学参数,对于评价系统的水质、放射性活度、设备的腐蚀状况及工艺运行情况是非常重要的。本文对ASTM和GB标准分析方法进行分析和比较,讨论使用标准方法的可行性,从而为测量提供切实可行的操作方法。

摘要：针对核电站蒸汽发生器690合金传热管,通过在室温空气、高温空气以及模拟压水堆高温高压水环境下的疲劳性能测试,研究了环境介质对690合金传热管疲劳寿命的影响,并考察了溶解氧和应变速率等的影响规律,探讨了高温高压水环境下690合金传热管的腐蚀疲劳机理。结果表明,690合金传热管具有足够的疲劳设计安全裕度,且压水堆冷却剂环境对690合金传热管的疲劳寿命影响不明显;溶解氧和应变速率对690合金传热管的腐蚀疲劳寿命的影响也不敏感。推测690合金传热管在高温高压水中的腐蚀疲劳过程主要由膜破裂滑移/溶解机制控制。

摘要：安全壳用涂层在非能动核电站中起着重要的作用,涂层的失效会影响相关安全系统、设备、构筑物的安全功能以及事故后流体系统的正常运行,进而影响安全停堆。基于非能动核电站的系统功能与特点,着重对安全壳用无机锌涂层的设计特征、性能评定、使用寿命及可靠性进行分析论证。论证表明:影响涂层使用寿命的主要原因为施工因素,而核电正常运行环境对涂层的老化影响较小;设计上对涂层提出了充分且合理的技术要求,符合这些要求的无机锌涂层满足60 a预期寿命和系统功能要求。

摘要：通过模拟压水堆一回路水环境,对316L奥氏体不锈钢在320℃含锌10μg/kg的高温溶液中进行了1000 h的腐蚀实验,对腐蚀后的试样表面进行了XPS分析。结果表明,试样在含锌溶液中形成了化学成分为(Zn,Fe,Ni)(Cr,Fe)2O4的致密氧化膜,随着腐蚀时间的增加,氧化膜中的富Cr区由内层扩展至整个氧化膜。

摘要：通过模拟压水堆一回路水环境,对304奥氏体不锈钢在320℃含Zn分别为60和120μg/kg两种高温溶液中进行了600 h的腐蚀实验,对腐蚀后的试样表面进行了X射线光电子能谱分析(XPS)分析。结果表明,试样在含锌溶液中形成了主要化学成分为Zn(Cr,Fe)2O4的致密氧化膜;提高溶液中Zn的浓度,试样的腐蚀速率降低,氧化膜中Fe含量增多。

摘要：在315℃的模拟压水堆一回路水环境下,针对316和304奥氏体不锈钢及690合金等压水堆核电站主设备材料,通过将在含Co的高温溶液中浸泡形成的氧化膜试样再放入含Zn溶液中进行腐蚀实验,研究了Zn对Co在氧化膜中沉积行为的影响。结果表明,Co的沉积使氧化膜形貌发生了变化,Zn对沉积在氧化膜中的Co有置换作用。

摘要：概述了压水堆核电厂典型的结构材料种类与腐蚀类型,并以此为基础介绍了常见的腐蚀防护设计手段及腐蚀老化管理的理念和方法,对明确压水堆核电厂设备/部件、材料、环境、腐蚀、防护、老化管理间的相互关系具有参考价值,为确保机组的安全与经济运行提供重要保障。

摘要：介绍了基于直流电压降法测量蒸汽发生器传热管690合金轴向疲劳裂纹扩展速率的销加载拉伸方法.该方法与其他方法相比较,可以直接采用原始管状材料,在线连续测量管状试样在不同应力强度因子下的疲劳裂纹扩展.通过对标准紧凑拉伸试样的类比分析,建立传热管试样的销加载拉伸模型,并对该模型进行电学和力学有限元模拟分析,确定直流电压降数据采集方法.验证试验采用核电蒸汽发生器用690合金传热管,分别研究了室温和高温325℃空气中载荷和温度对材料疲劳裂纹扩展速率的影响,试验结果采用Paris-Erdogan公式进行拟合,吻合度较好.扫描电镜下观察端口形貌,疲劳裂纹的扩展为穿晶形式,在穿晶断口上观察到明显的疲劳辉纹和微塑性区.