摘要：为验证冷停堆过程中蒸汽发生器二次侧化学清洗工艺的有效性和安全性,采用高压釜模拟冷停堆过程中蒸汽发生器二次侧化学清洗工艺条件,分别对俄配方和配方A3B1进行清洗有效性验证试验和安全性评价试验研究。试验结果表明,与俄配方相比,配方A3B1的清洗有效性和安全性均优于俄配方,更适合于田湾核电站蒸汽发生器二次侧沉积物化学清洗。

摘要：本文研究了4种超临界二氧化碳核能动力转换系统关键高温部件候选材料在650℃、20 MPa超临界二氧化碳环境中的均匀腐蚀行为,利用扫描电子显微镜、X射线能谱仪、X射线衍射仪和辉光放电光谱仪分析了氧化膜微观形貌、组织结构和成分分布。结果表明:奥氏体不锈钢310S及316NG、铁镍基合金Incoloy-800H、镍基合金Inconel-625三类材料在650℃、20 MPa的超临界二氧化碳环境中均表现出良好的耐腐蚀性能,腐蚀动力学遵循抛物线规律;Cr、Ni含量的增加可提高材料耐腐蚀性能,310S、Incoloy-800H和Inconel-625耐腐蚀性能优于316NG;310S和316NG在超临界二氧化碳环境中存在渗碳行为,材料渗碳现象可能会加速材料的腐蚀并影响其力学性能。本研究评价了不同候选材料与超临界二氧化碳的相容性,为超临界二氧化碳核能动力转换系统关键部件材料性能的评估及应用提供了关键性实验数据支撑。

摘要：核电厂失水事故工况下,化学效应可能引起地坑过滤器过度堵塞,影响应急堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统的再循环功能,导致堆芯、安全壳丧失冷却,威胁核电厂的安全。本文以秦山核电厂二期扩建工程为研究对象,开展失水事故工况下潜在化学产物对地坑过滤器压头损失的影响研究。结果表明,秦山核电厂二期扩建工程安全壳内含Al材料和保温材料在地坑环境中会析出Al、Si,Al、Si元素在地坑介质降温过程中形成了化学沉淀物,化学沉淀物会在地坑过滤器碎片床上沉积,堵塞碎片床流道,缩小碎片床孔隙率,导致地坑过滤器压头损失增加。因此,秦山核电厂二期扩建工程失水事故后存在化学效应,在地坑过滤器性能评估、下游效应分析中应予以考虑。

摘要：堆芯结构材料辐照促进应力腐蚀开裂(IASCC)已成为影响核电站安全高效运行的关键问题之一。综述了核用材料辐照损伤的研究进展,就辐照致材料产生的位错环、辐照偏析、辐照硬化及其对IASCC的影响进行了分析与评述。研究表明,辐照产生的结构缺陷、辐照偏析、辐照硬化等损伤结构是IASCC发生的关键材料因素,而辐照材料在应力作用下发生的局部不均匀变形是导致开裂的主要机制。同时,就辐照对材料腐蚀行为的影响规律与机制进行了讨论,在此基础上提出了辐照促进材料局部变形和局部腐蚀交互作用对IASCC的影响机制。最后,对核用材料IASCC的未来研究方向进行了展望。

摘要：核电厂氢气点火器是用于第三代核电站安全壳氢气控制系统的消氢专用设备之一,目的是及时消除严重事故后安全壳内产生的氢气,避免氢气聚集而产生爆炸。根据第三代核电站氢气点火器的技术指标及使用要求,研发制造了一种螺旋线圈型的氢气点火器样机,并对其表面温度、升温速度、功率、启停次数及持续工作时间等性能进行了试验。结果表明:研制的氢气点火器3分钟内表面温度达到930℃以上,功率小于145 W,启停次数大于等于360次,持续工作时间大于等于72小时,不仅满足研发技术指标要求和使用要求,并通过技术性能方面的创新实现了技术参数上的提升。

摘要：为准确评估铅冷快堆候选材料与液态铅铋合金的相容性,以预测材料的服役寿命,采用强迫对流回路,开展316和T91钢在450℃、2 m/s液态铅铋中的动态腐蚀行为研究。试验后,通过精细化表征氧化膜,并利用第一性原理构建腐蚀界面原子交互作用模型,以探明316和T91钢在液态铅铋合金中的腐蚀机理。结果表明,316和T91表面均生成连续致密的保护性氧化膜,且316发生均匀腐蚀的速率较T91低。T91钢在均匀腐蚀层下方的晶界/相界处有明显局部加速腐蚀。分析认为,316材料Cr含量差异以及加工变形产生的表面纳米晶变形层使316形成氧化膜的保护性优于T91,并导致两种材料发生不同的腐蚀行为。

摘要：事故后取样系统供应项目集产品研发及供货一体,项目实施中质量控制与管理的好坏直接决定该产品的成功研制与交付。文章结合“华龙一号”首套严重事故后取样系统产品研制及供货项目特点,分析和探讨了该项目实施中采用“KANO模型”“标杆管理”及“QC小组”等质量理论工具进行质量控制和指导的实践,很好的解决了项目中的实际问题,确保了产品质量及顺利交付,总结并提出了一些质量管控制和管理方面的思考与建议。

摘要：氢能是最有望代替化石能源的清洁能源之一,其具有易生产、高效和清洁环保等优点。但当氢气浓度达到4%~75.6%时,极易发生爆炸,所以在氢气的生产制备、储存、运输、分配和应用过程中,氢气浓度监测极为重要。文章采用磁控溅射技术和MEMS工艺制备了薄膜厚度为90 nm的PdNi合金薄膜,针对PdNi合金薄膜氢气传感器的零点漂移问题,采用空气和氩气进行退火处理,退火温度和时间设置为250℃和2 h,随后测试了不同退火气氛下的PdNi合金薄膜氢气传感器的氢敏响应特性。研究表明:空气退火后,PdNi薄膜氧化严重,不能对H2有较好地响应;Ar退火后,PdNi薄膜合金化程度增强,薄膜缺陷减少,降低了PdNi合金薄膜传感器的响应值及灵敏度、延长响应时间,但会使材料结构更加稳定,可以抑制传感器的零点漂移现象,相较于未退火样品优化了50%左右,传感器响应更加稳定。

摘要：根据核电厂地坑过滤器安全分析要求,研制了一种耐腐蚀耐高温可视化滤渣收集器。该滤渣收集器采用两段高硼硅材料成型圆柱形筒体,筒体中间设置金属滤网用于滤渣收集,两段筒体端面采用金属法兰密封,并实现与金属管道的连接。该滤渣收集器耐碱性腐蚀、耐高温,可观察滤渣成型过程。通过独特的结构设计不仅实现了容器的密封,还避免了高硼硅玻璃与金属法兰连接因受热膨胀造成的挤压碎裂。该设备应用于秦山第三核电厂和秦山第二核电厂扩建工程的地坑过滤器安全分析试验研究,降低了化学效应对地坑过滤器滤网压降的影响,解决了现有技术中没有适用于核电厂化学效应研究设备的实际问题,为相关研究奠定了技术基础,并获得发明专利授权。

摘要：核电厂失水事故后长期冷却阶段,化学产物可能在堆芯燃料棒表面析出,增加燃料组件表面沉积的碎片量,导致堆芯流道堵塞、包壳温度升高等问题,影响应急堆芯冷却系统长期冷却再循环能力。根据核电厂失水事故后安全壳内材料特定的溶解特性及国际通用的堆内下游效应分析方法,开展核电厂长期冷却阶段潜在的化学产物在堆芯燃料组件表面的析出特性分析。结果表明,失水事故后核电厂安全壳内材料会释放铝、硅、钙等元素并在燃料组件表面析出硅酸铝钠和硼酸钙沉淀,硅酸铝钠和硼酸钙在长期冷却阶段的最大沉积厚度分别为0.0124mm和0.0518mm,化学产物在燃料组件表面的沉积在核电厂堆芯长期冷却性能评估中应予以考虑。