简介：锅炉与压力容器规范第Ⅲ卷第5册提供了高温反应堆的建造规则,包括高温气冷堆（HTGR）和液态金属反应堆（LMRs）。这些规则适用于超过第1册中温度的部件,以及温度等于或高于700℉（370℃）的铁素体材料、或温度等于或高于800℉（425℃）的奥氏体不锈钢或高镍合金的部件。更重要的是,第5册还包含石墨堆芯组件的新规则。这些新规则包括对石墨的通用要求、设计和建造规则。除对石墨的辐照效应在石墨材料强度特性测定中反映出的概率设计特点外,新规则还包括了针对石墨的辐照效应。

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简介：为选择适宜的核安全设备材料断裂韧性试验标准,文章对比分析了美国材料试验协会标准ASTME1820-15a和中国国家标准GB/T21143-2014的主要差异。总体上来说,两者在试验设备、试样尺寸以及试验步骤等方面相差不大,但在结果分析上有较大差异,ASTME1820-15a对结果有效性判定更有利。

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简介：本文论述了EJ/T1054—1997《核材料实物保护导则》修订过程中,对主要内容的修订考虑,涉及标准叙述架构、技术指标和具体条文内容的更新及补充。

简介：新一代专用设备中,作为其关键的结构材料7A60铝合金的使用温度可能会提高到T1,为了研究升高温度对铝合金材料寿命的影响,开展了T2(T2>T1)温度下铝合金材料的持久强度试验,蠕变试验以及断裂机理的分析研究,得出以下结论:(1)T2温度下铝合金材料10年的持久强度为σ1T20年(99%)=(1.58±0.17)σ0MPa;(2)在温度为T2,总变形量为1.5%时,7A60铝合金材料10年时的蠕变极限为:σ1T2.5%(10年)=1.51σ0MPa;(3)随着使用温度从T0升高到T2,铝合金材料10年时的持久强度和蠕变极限分别降低了18%和12.2%,降到1.41σ0和1.51σ0;(4)在温度为T2,不同应力水平下,铝合金材料的断裂机理相同,均在断口中部呈现台阶状的裂纹扩展区域。

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简介：1前言安全壳是核电站反应堆的最后一道安全屏障,对核电的安全至关重要。根据国际原子能机构为规定和国际惯例,核电站建成后,必须经过安全壳结构整体性试验（SIT）,检验安全壳在构造、强度和施工质量方面承受失水事故工况的能力。检测评定合格,方能装料发电。安全壳结构检测项目（SIT）,除测试传感器、数据采集处理等试验技术外,还包括安全壳结构分析,实测与计算的吻合分析、安全评估等多项工作内容。压水反应堆核电厂的安全壳有钢结构、钢筋混凝土结构、预应力混凝土结构几种形式,其中预应力混凝土结构由于性能好,近年来得到各核电国的重视。美、日、法等国家对该种安全壳,从原材料、节点构造到施工工艺、模型试验等进行过系统的试验研究。对于安全壳结构整体性试验（SIT）,也建立起一套较为完整的测试系统和技术制度,编制了相应的规程和标准。

简介：该出版物属于评估与管理核电厂主要构件老化的系列报告之一，目前对安全余量评估和检查、监控与减缓核电厂混凝土结构与老化相关的退化的现行方法在本刊物中有记录。新堆型设计的含义和与旧版的差异在本刊中也得以讨论。这一信息的要点在于直接或间接地帮助相关方确保核电厂安全运行。

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