摘要：通过模拟国内三代核电压水堆反应堆压力容器环焊缝,分别采用国产焊接材料和进口焊接材料,在焊接工艺性能、焊缝金属化学成分、拉伸、冲击韧性、落锤和低周疲劳试验等方面进行了对比分析。结果表明,国产和进口焊接材料的焊接工艺性能和焊缝金属力学性能均相当;焊接试件不同厚度取样位置的焊缝金属-28.3℃冲击吸收能量平均值都大于90 J,有较大的设计裕量。该国产焊接材料已应用于国内某三代核电机组反应堆压力容器,为进一步推广应用提供技术支撑。

摘要：为研究分析压水堆核电站冷却剂环境下国产反应堆压力容器低合金钢材料的服役疲劳寿命,在实际反应堆压力容器产品锻件上取样并加工成测试试样,采用高温高压循环水试验回路开展模拟反应堆一回路冷却剂环境的材料疲劳试验,获得了疲劳试验数据和应变速率对低合金钢环境疲劳寿命的影响规律,分析了试验数据与ASME规范平均/设计疲劳曲线的关系,评价了ASME规范设计疲劳曲线和环境疲劳修正系数的适用性。

摘要：介绍了国内外核电厂用高密度聚乙烯(PE-HD)管材的标准规范及工程应用情况。虽然PE-HD材料在核3级管道应用的案例较少,但基于PE-HD管材优异的耐腐蚀性能,其应用前景广阔;在核电工程应用中标准规范有着重要作用,美国已建立了ASME规范,法国建立了RCC-M规范,我国目前参考ASME规范开展工作,同时也开始编写相关国家规范;为保证核电厂冷却用水的可靠性和机组的安全稳定运行,在工程应用中,应从设计、制造、熔接、无损检测、在役监督、老化管理等方面进行考虑。