一种监控核电站反应堆压力容器辐照损伤的方法和装置

    公开(公告)号:CN106128528B

    公开(公告)日:2017-05-31

    申请号:CN201610614794.X

    申请日:2016-07-28

    IPC分类号: G21C17/003

    摘要: 本发明公开了一种监控反应堆压力容器辐照损伤的方法和装置,通过测得反应堆压力容器钢的初始电阻率和实时获取任意时间点的所述反应堆压力容器钢辐照损伤后的电阻率来计算所述反应堆压力容器钢辐照损伤后电阻率的变化率;并根据所述辐照损伤后电阻率的变化率获得所述反应堆压力容器钢在辐照损伤中的宏观力学性能参数的变化情况;进而依据所述宏观力学性能参数分析评估所述反应堆压力容器的辐照损伤度。该方法和装置经济、环保、安全、高效,能实时监控反应堆压力容器多个部位(包括特定部位)的辐照损伤程度。

    核电站常规岛主蒸汽主给水管道及其制备方法

    公开(公告)号:CN103924161A

    公开(公告)日:2014-07-16

    申请号:CN201410161281.9

    申请日:2014-04-21

    发明人: 张金平 邓小云

    摘要: 本发明公开了一种核电站常规岛主蒸汽主给水管道及其制备方法,主给水管道按重量百分比计包括:C:0.06~0.20%;Mn:0.70~1.30%;P:0~0.020%;S:0~0.006%;Si:0.20~0.60%;Cr:0.15~0.35%;Mo:0.15~0.50%;Ni:0.90~1.40%;Cu:0.40~0.90%;Nb:0.008~0.035%;N:0~0.021%;Al:0~0.055%;其余为Fe及不可避免的杂质。其制备方法有两种,一是通过周期轧机上直接轧管的制备方法,二是锻坯斜轧穿管的制备方法。有益效果:抗FAC的性能较好,具有良好的常温机械性能、高温拉伸性能和低温冲击韧性。

    核电站控制棒驱动机构密封壳及其制备方法

    公开(公告)号:CN103667991A

    公开(公告)日:2014-03-26

    申请号:CN201310689427.2

    申请日:2013-12-15

    IPC分类号: C22C38/58 C22C38/54 G21C3/07

    CPC分类号: Y02E30/40

    摘要: 本发明公开了一种核电站控制棒驱动机构密封壳及其制备方法,其中,制备方法包括以下步骤:1)选取原料并通过电炉冶炼+AOD精炼+LF炉精炼,获得钢水;2)将钢水浇注成钢锭;3)将钢锭电渣重熔获得钢坯,其中,以重量百分比计,钢坯含有≤0.035%C、≤1.00%Si、≤2.00%Mn、≤0.03%P、18.50-20.00%Cr、9.00-10.00%Ni、≤0.015%S、≤0.08%N、≤1.00%Cu、≤0.10%Co、≤0.001%B、≤0.50%Al和余量Fe;以及4)锻造钢坯并在热处理后将钢坯加工成核电站控制棒驱动机构密封壳。本发明制备方法通过化学成份的优化组合和控制,CRDM密封壳达到力学性能和功能性的要求,保证在高温高压和辐射工况下运行的安全效果,寿命满足CRDM的设计规范和国家标准要求,质量达到国外同类产品的先进水平。