摘要：核电厂压力容器启停堆和正常运行时,温度压力会在一定范围内发生波动,随着波动次数的增加,会对设备和管道造成严重疲劳损伤。依托北京某高校高温高压腐蚀实验站亚临界水汽环境结构材料试验装置双回路,设计了一种承压管道高通量热疲劳试验方法。基于该试验方法,完成了瞬态水温变化对管道疲劳裂纹扩展的影响研究。结果表明,疲劳裂纹扩展速率随冷却速率降低而逐渐降低。结合有限元数值模拟和三维裂纹扩展分析软件建立了阶梯管道结构的热疲劳裂纹扩展速率模型,并用试验结果对模型进行了修正。

摘要：采用SRV-Ⅳ高精度微动-滑动磨损试验机研究了振幅对核反应堆蒸汽发生器传热管用Inconel600合金磨损行为的影响。结果表明,常温常压下无润滑线接触式微动滑动磨损存在一个临界振幅。当振幅小于临界值时,摩擦系数随振幅的增大而线性增大,但磨痕深度变化相对很小;达到临界振幅时摩擦系数最大;振幅大于临界值时,随着振幅增大摩擦系数略有降低,但磨痕深度显著增大。振幅在临界值以下时,磨痕表面的氧化程度较低,磨痕中铁元素分布明显高于磨痕中间区域;振幅大于临界值时,磨痕表面氧含量较高。从磨痕表面向内分别为氧化层、变形层和基体。变形层晶粒呈扁平状,越靠近表面变形程度越大,严重变形的晶粒内部有明显的滑移带。

摘要：综述了国际上对PWR核电站控制棒驱动机构密封焊缝(CSWs)结构、载荷、应力状态、失效分析的研究。研究认为CSWs的结构设计易造成高溶解氧服役环境,在CSWs死水区空腔存在微量氯离子污染的可能,导致较大应力腐蚀倾向。目前研究确认的失效模式有穿晶应力腐蚀(TGSCC)、沿晶应力腐蚀(IGSCC)、SCC+点蚀。计算出CSWs死水区空腔理论浓度可达230×10^(-6),分析认为溶解氧和低浓度水平的氯污染是可引起上述腐蚀的环境因素;CSWs应力腐蚀裂纹扩展模式与材料敏化、服役溶液环境、初始应变、应力状态等因素相关;点蚀可能成为应力腐蚀的起源也可发展成为独立的破坏形式。

摘要：利用SEM,XRD和XPS等手段研究了二种核级不锈钢堆焊材料在350℃/22 MPa高温高压水中的氧化行为.结果表明,随着腐蚀周期的增加,不锈钢堆焊材料表面氧化物颗粒数量逐渐增多,氧化物颗粒尺寸逐渐增大,氧化膜厚度逐渐增加;不锈钢堆焊材料表面氧化膜为外层富铁内层富铬的双层结构,氧化膜组成成分主要为Fe-Cr氧化物;Cr元素含量的增加会降低材料表面氧化物颗粒的数量和氧化膜厚度,而焊后热处理(PWHT)增加了材料表面氧化物颗粒的数量和氧化膜厚度.

摘要：利用激光焊接工艺焊接核级不锈钢,通过改变激光焊接速度得到不同的焊接接头,研究了不同焊接速度下焊缝区的组织形貌;通过拉伸试验和冲击试验测试了不同激光焊接速度下焊接接头的力学性能。试验结果表明:随着激光焊接速度的增加,焊缝中铁素体含量逐渐增加;焊接接头强度升高,断后伸长率和冲击韧性先增加后降低;激光焊接接头力学性能优于母材。

摘要：结合腐蚀增重和腐蚀失重变化并利用SEM、XRD和XPS等手段,研究了国产核级E308L不锈钢焊条熔敷金属在模拟核电一回路水环境中的均匀腐蚀性能。结果显示,随着腐蚀周期的增加,腐蚀增重和腐蚀失重均为先迅速增加,随后增加趋缓,而试样表面氧化物颗粒数量和尺寸逐渐增大,氧化膜的主要成分为Fe和Cr的氧化物。3000 h内国产核级E308L不锈钢焊条具有良好的抗均匀腐蚀性能。

摘要：山区场地工程地质条件相对复杂,地形地貌、地层岩性组成及分布、地下水分布和不良地质现象等均表现出较大的不确定性和规律性差的特征,对山区工程建设的安全进行等提出了更高的要求。以某工程为例,结合北京山区工程地质的特点,对山区场地建设中的岩土工程问题进行分析总结。建议山区工程须根据各拟建物的工程特性及设计条件,并结合其所处不同地质单元的工程地质条件,进行勘察、设计及施工等工作,做到具体问题具体分析。