简介:摘要:对国产反应堆压力容器锻件材料的性能进行了测试、分析、预测,按照核电工程的要求开展了试样取样及制备、化学成分分析、拉伸试验、冲击试验、参考零塑性温度RTNDT和参考温度T0测试。结果表明,国产反应堆压力容器锻件材料的化学成分符合标准要求,拉伸性能良好,冲击韧性上平台能量达300J以上,参考零塑性温度RTNDT≤-30℃,参考温度T0与国外同类材料相当,根据性能预测,材料具备充足抵抗中子辐照的韧性储备,国产反应堆压力容器锻件材料的综合性能优异。
简介:摘要随着社会的快速发展,全球对于能源的需求量迅猛增加,我国作为能源消耗大国,对于能源的需求也越发迫切,核能作为新时期重要的新能源,逐渐成为了我国能源发展重要组成。在核能的利用中,为了保障核反应堆的安全运行,特别是当核反应堆出现故障,导致堆芯温度快速上升,如何将核反应中产生的热量及时、迅速的传递出去,也成为了核反应安全运行的关键。热管作为一种高效传热元件,在核反应的热量传递过程发挥了越来越重要的作用,与此同时,随着人们对于核反应安全重视程度不断提升的今天,人们对于核反应堆系统非能动安全特性提出了新的要求,这也促使热管技术在国内外先进反应堆概念设计中得到运用。
简介:摘要在核电厂运行过程中,反应堆操纵员是唯一直接跟核电厂系统、设备进行对话的人员,所以反应堆操纵员对核电厂的运行安全肩负着直接的、重大的责任。无论是美国三里岛核事故、震惊世界的切尔诺贝利核事故还是日本福岛核事故,人因都是导致事故发生的重要因素。据统计,在国内外核电厂运行事件中,由于操纵员人为因素造成的事件比例很高。因此,要实现核电厂安全可靠地运行,除了优良的多重安全保障的设计和设备质量外,最重要的还是要培养优秀的反应堆操纵人员。一般而言,培养一个符合国家法律法规的合格的反应堆操纵员,需要3至5年的时间,且耗资巨大,所以操纵员的培养、考核一直是核电厂营运单位的一项重要工作,对核电厂持续安全运行具有重要影响。