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中国科学院金属研究所专利：核电压力容器用钢热变形组织的显示方法
中国科学院金属研究所 专利 核电 压力容器 钢热变形组织 显示方法
2023/9/28
本发明涉及金相样品制备与奥氏体晶粒显示技术领域,具体为一种涉及核电压力容器用低碳低合金钢热变形后原始奥氏体晶粒的显示方法,用于解决核电压力容器用SA508-3钢热变形组织奥氏体晶粒显示问题。本发明方法包括热变形样品的制备,金相样品的磨制和抛光,样品的化学浸蚀,以及选择性的机械抛光。本发明通过过饱和苦味酸溶液和洗发膏的合理配比(苦味酸与洗发膏的重量比为1∶1),以及水浴温度(80～90℃)与腐蚀时间...
利用神经网络方法研究合金元素对反应堆压力容器钢辐照脆化的影响
反应堆压力容器钢 神经网络 辐照脆化 合金成分
2020/11/20
反应堆压力容器（RPV）作为压水堆中不可更换的关键部件之一，其安全和稳定是决定反应堆安全经济运行的重要因素。RPV钢的辐照脆化问题是制约RPV在堆内安全服役的关键。RPV钢的辐照脆化与其合金成分关系密切。本文利用神经网络方法研究了RPV钢中关键合金成分（Cu、Mn、Ni、Si、P）与辐照脆化之间的关系。研究结果表明，基于神经网络方法得到合金成分与辐照脆化的关系与传统认知基本一致，辐照脆化对Cu含量...
严重事故下反应堆压力容器下封头耦合烧蚀传热分析
反应堆压力容器 堆内滞留 壁面沸腾 耦合烧蚀传热
2020/10/20
核电站严重事故发生后，反应堆压力容器（RPV）固壁在熔池作用下会发生烧蚀、减薄。开展RPV下封头耦合烧蚀传热分析对堆坑注水有效性论证和RPV剩余壁厚确认有重要的理论指导意义。本文以CPR1000反应堆压力容器为研究对象，在FLUENT 17.2平台下，基于动态网格方法和UDF二次开发，构建了综合考虑RPV固壁瞬态烧蚀与导热、RPV内壁热流密度再分布及RPV外壁过冷沸腾的全耦合计算模型，获取了9 0...
2020年8月20日，孟加拉国科技部长Yeafesh Osman在接受采访时表示，由俄罗斯国家原子能公司（Rosatom）制造的卢普尔（Rooppur）核电厂1号机组（1200 MWe）反应堆压力器及蒸汽发生器已发运，预计将于2020年9月底或10月初运抵孟加拉。
海阳4号机组压力容器水压试验顺利完成（图）
海阳4号机组 压力容器 水压试验
2020/6/15
2020年6月7日14时14分，由中国第一重型机械集团公司承制的海阳项目4号机组反应堆压力容器水压试验顺利完成。
2020年3月18日, 原子能院圆满完成反应堆压力容器辐照监督试样及容器运输任务，比原计划提前了一周。该项任务的完成，体现了合作共赢精神，树立了原子能院的市场信誉，为原子能院以后争取国内核电辐照监督项目奠定了良好基础。
2020年3月18日, 原子能院圆满完成反应堆压力容器辐照监督试样及容器运输任务，比原计划提前了一周。该项任务的完成，体现了合作共赢精神，树立了原子能院的市场信誉，为原子能院以后争取国内核电辐照监督项目奠定了良好基础。
某核电站反应堆压力容器(RPV)制造期间超声检测（UT）显示，顶盖法兰内壁面堆焊层熔合线附近出现大范围连续焊接缺陷，环向跨度大于8°，造成大范围低合金钢母材减薄。针对上述缺陷的产生开展了根本原因分析，结合技术现状给出补焊不锈钢的修复方案并展开详细的力学评价，从应力、疲劳和密封角度分析该缺陷对RPV性能的影响，论证了该修复方案的可行性。补焊不锈钢方案已得到工程应用，可为工程上类似问题的处理提供借鉴。
日前，高温气冷堆核电站示范工程2号反应堆压力容器顶盖准确落位于反应堆压力容器主法兰面上，实现示范工程安装的又一个重要里程碑节点。这一节点的完成标志着该反应堆内的核心设备基本完成安装，是反应堆进行整堆调试的重要条件。本次吊装的压力容器顶盖是反应堆封堆前最后一个安装的大型组件，总重量约80.5吨、最大直径约6.4米，吊装精度控制严格，就位过程需同时穿过垂直于顶盖下落方向的6根吸收球立杆，立杆与顶盖上要...
国产化反应堆压力容器C形金属密封环实现首次实堆应用（图）
国产化 反应堆压力容器 C形金属密封环 实堆应用
2016/10/31
2016年9月26日上午10时，由国家能源局、中国核电组织的专家进入秦山核电核岛厂房，对由中国核动力研究设计院设计、宁波天生密封件有限公司制造的用于核电站反应堆压力容器的关键密封部件，C形金属密封环在役后的状态进行了检查。6个小时后，专家组宣布：国产C形金属密封环运行可靠、满足设计要求，满足核电站安全运行的使用要求。
2016年3月20日上午，由清华大学核能与新能源技术研究院主持设计的全球首座模块式高温气冷堆示范工程（HTR-PM）首台主设备压力容器在山东荣成石岛湾核电站顺利吊装就位。这是高温气冷堆示范工程的关键里程碑，标志着示范工程全面进入设备安装阶段；这也是高温气冷堆技术发展的重要节点，标志着中国四代核电技术向工业实现又迈进了一大步。反应堆压力容器是核电站的主设备之一，能够包容和支撑反应堆堆芯，是保证反应堆...
全球首座四代核电压力容器吊装成功（图）
四代核电压力容器吊装 华能山东石岛湾核电厂
2016/3/21
2016年3月20日，全球首座高温气冷堆示范工程压力容器在华能山东石岛湾核电厂吊装成功，标志着中国在高温气冷堆示范工程建设和核电装备制造两方面均取得重大突破。石岛湾核电厂规划建设一台20万千瓦高温气冷堆核电机组，是世界上第一座具有第四代核能系统安全特性的高温气冷堆商用规模示范电站。本次吊装的压力容器是目前世界上制造难度最大、尺寸最大、重量最重的核电站压力容器。图为工人们正在吊装反应堆压力容器。
IVR熔池分层模型对压力容器安全裕量分析的影响
熔融物堆内滞留 堆芯熔化 熔池分层结构 压力容器失效
2013/2/20
严重事故缓解策略熔融物堆内滞留（IVR）有效性评价方法中，关于压力容器下封头内的熔池结构是最具争议的问题。本工作对目前国际上采用的稳定熔池2层和3层结构，以及在熔池形成过程中可能形成的4层结构进行了比较研究，建立了这3种结构下的熔池分层传热模型，并分析了3种结构在不同反应堆功率水平下对压力容器有效性的影响。结果表明，压力容器安全裕量随反应堆功率的升高而减小，在4层熔池结构下发生压力容器熔穿失效的可...
反应堆压力容器材料辐照脆化机理研究进展
反应堆压力容器 辐照脆化 机理
2011/7/20
反应堆压力容器（RPV）材料辐照脆化机理的研究是提高材料辐照脆化抗力、解释辐照脆化效应、建立辐照脆化预测模型的理论基础。开展RPV材料辐照脆化机理的研究不仅有助于认识辐照脆化现象的本质，建立科学的辐照脆化预测模型，改进RPV材料的成分设计和制造工艺，也有助于提高材料的辐照脆化抗力，对于改进RPV材料的性能具有重要意义。本文从RPV材料的发展和微观结构观测手段的进步两方面论述了RPV材料辐照脆化机理...