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：通过模拟压水堆一回路水环境,对690和800两种合金进行了在含Zn 10μg/kg、320℃高温溶液中浸泡1000 h的腐蚀实验,并对实验后的试样氧化膜进行SEM和XPS分析。结果表明,690镍基合金的腐蚀增重率低于800合金,其氧化膜较800合金薄;两种试样均形成了外富Fe、Zn,内富Cr的氧化膜;随着距离氧化膜表面距离的增加,氧化膜中化合物的主要成分由(Zn,Fe,Ni)(Fe,Cr)2O4依次向ZnCr2O4和Cr2O3过渡。

摘要：通过模拟压水堆一回路水环境,对304和316L两种不锈钢进行了在含锌10μg/kg,320℃高温溶液中浸泡1 000h的腐蚀试验,并对试验后的试样氧化膜进行SEM和XPS分析。结果表明,304不锈钢的腐蚀增重率高于316L,且其氧化膜较316L疏松;两种试样均形成了富铁、锌内富铬的氧化膜;外层氧化膜以(Zn,Fe,Ni)(Fe,Cr)2O4为主,内层以ZnCr2O4为主,氧化膜与基体过渡层以Cr2O3为主。

摘要：模拟压水堆一回路水环境,进行了800合金材料在注0μg/kg和150μg/kg两种锌浓度下腐蚀1 500h的试验,采用X射线光电子能谱(XPS)对其表面氧化膜成分进行了深度分析。结果表明,在两种溶液中,试样表面都形成了外富镍内富铬的氧化膜,氧化膜中铁的含量较低,加锌腐蚀1 500h后试样氧化膜中,锌的初始原子百分数含量为17%,对内层氧化膜中的Mn2+的置换作用较明显。

摘要：针对新一代核电确保排放检测控制有效性,采用超深度异构超算Graphene驱动Ansys的模拟计算分析技术,研究了某核电设计烟囱排放的气旋、气流分布、气体浓度COV及最大偏差,通过气溶胶管线损失验证了计算分析.计算分析结果表明,仅考虑气旋、气流代表性能较好满足标准要求,其他特性则难以满足指标.该计算分析可为监测取样性能评估与后续设计及改进提供支撑,为核动力及核设施排放取样代表性研究和实施提供借鉴.

摘要：GALL报告是美国NRC颁布的用于指导审查核电厂执照更新申请的技术文件,它采用表单化形式,从具体的构筑物与部件层面出发,详细记录了材料、环境、老化效应与机理、老化管理大纲间逐一对应的关系。基于文献调研与分析,从开发背景、发展历史、内容框架、应用情况等方面介绍了GALL报告的基本信息,应是我国对该文件的首次全面解读,对我国建立核电厂老化管理大纲及有关核电厂延寿的核安全监管法规具有重要参考价值。

摘要：介绍了应用直流电压降方法(DCPD)在线测量高温高压水环境中不锈钢应力腐蚀裂纹扩展的原理与试验系统,并采用商用301不锈钢对试验方法的准确性与系统的可靠性进行了验证。试验系统包括水化学回路、加热控制系统、动态加载系统与数据采集系统。在320℃,15.5MPa的去离子水中通过改变溶解氧含量和添加SO42-,Cl-等条件下完成了验证性试验。对材料的裂纹长度-时间曲线和断口形貌分析表明,该试验系统能够稳定而准确地在线测量应力腐蚀裂纹扩展速率。

摘要：核电厂放射性核素源项是核电厂产生和排放的放射性物质的表征,包括放射性核素的种类、形态、活度浓度和总量等,主要用于核电厂系统设计、辐射防护、放射性废物管理和环境影响评价等.科学地评估源项对保护核电厂工作人员、公众和环境免受电离辐射危害具有重要意义.

摘要：对核电厂实施风险指引型安全分级并开展差异化处理是确保核电厂安全性以及提高核电厂经济性的重要手段。本文对风险指引型安全分级的发展、流程分析和应用实例进行了总结,并提出了基于风险指引型安全分级的应用建议。