-
题名游泳池式轻水反应堆池壁池底及关键构件老化评估
- 1
-
-
作者
蔡光博
杨笑
李保青
李艾娟
陈晓亮
-
机构
中国原子能科学研究院
-
出处
《核科学与工程》
CAS
CSCD
北大核心
2024年第2期309-313,共5页
-
基金
国家科技重大专项子课题(2017ZX06002004)。
-
文摘
核反应堆老化问题是决定反应堆安全运行的重要因素之一。中国原子能科学研究院游泳池式轻水反应堆(简称49-2堆)是一座典型的延寿运行的研究堆,也是中国目前运行时间最长的反应堆,开展老化研究对评估其继续延寿运行具有重要意义。本文主要以游泳池式轻水反应堆池底池壁(L03铝材)作为研究对象,对某些点缺陷的腐蚀情况进行分析,结果表明,49-2堆一次水水质条件引起铝合金的化学腐蚀较小,通过水下摄像机的检查,发现点缺陷无扩大和其他性质的变化,同时对池底地脚螺栓的检测,发现螺栓腐蚀程度轻微,X射线探伤表明内部无结构损伤情况,可侧面判定反应堆池壁池底的腐蚀情况较为良好,不会产生破口失水事故的发生。该结果对许可证延续申请具有重要参考价值。
-
关键词
游泳池式轻水反应堆
老化
腐蚀
延续运行
-
Keywords
Swimming pool reactor
Reactor aging
Corrosion
Life-extending
-
分类号
TL48
[核科学技术—核技术及应用]
-
