316不锈钢蠕变-疲劳试验及规范研究

为了研究316不锈钢在蠕变-疲劳交互作用下的影响,开展保载时间的蠕变-疲劳试验和两级加载蠕变-疲劳试验,后者包括先疲劳后蠕变和先蠕变后疲劳两种蠕变-疲劳交互试验。在上述三种试验数据基础上,对316不锈钢的蠕变-疲劳特性进行分析,并对ASME规范的适用性和安全性进行了评价。本研究对蠕变-疲劳试验、ASME规范应用、第四代反应堆高温结构材料的力学特性研究及相关的评定准则具有参考价值。     

锅炉与压力容器规范第Ⅲ卷核设施部件建造规则第5册高温堆

正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。     

10MWt固态燃料熔盐堆控制棒失控抽出事故分析

钍基熔盐堆核能系统项目是中科院先导科技专项之一,其战略性目标是研发第四代熔盐冷却裂变反应堆核能系统。基于10 MWt固态燃料熔盐堆的系统设计,开发了适用于球床式反应堆系统的安全分析软件,并以高温气冷堆为对象对程序计算结果的准确性进行了验证。基于该软件程序,对固态燃料球床堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)控制棒失控抽出事故进行了分析计算,研究了不同停堆限值及各停堆信号对事故的影响。计算结果表明,超功率停堆限值越高,出口温度限值越大,信号延迟时间越长,反应堆停堆越晚,堆芯功率和燃料最高温度越高。在TMSR-SF控制棒失控抽出事故下,燃料最高温度不超过860°C,远低于1 600°C的熔化温度限值。     

国产改进型316L不锈钢的微结构研究

采用正电子湮没寿命方法研究了国产改进型316L不锈钢的微结构及其温度变化。该不锈钢含有单空位、双空位、位错和小空位团等缺陷。经400℃,600℃,800℃退火后,单空位、双空位和位错缺陷分别消失。小空位团是四空位和五空位构成的空位团,低于200℃退火,缺陷复合五空位团成分随退火温度升高而增大,高于400℃时空位团分裂,五空位团成分减少,800℃退火还存在较低浓度的四空位团。     

国产改进型316L不锈钢的微结构研究

采用正电子湮没寿命方法研究了国产改进型316L不锈钢的微结构及其温度变化，该不锈钢含有单空位，双空位，位错和小空位团等缺陷，经400、600、800℃退火后，单空位，双空位和位错缺陷分别消失，小空位团是由四空位和五空位构成的空位团。低于200℃退火时，缺陷复合五空位团成分随退火温度升高而增大；高于400℃时，空位团分裂，五空位团成分减少；800℃退火仍存在较低浓度的四空位团。     

核电用316LN不锈钢的热机械疲劳性能研究

采用热机械疲劳试验方法研究316LN不锈钢的同相热机械疲劳行为,获得材料的疲劳数据。试验结果表明:316LN不锈钢的热机械疲劳行为是一个先强化后软化的过程;滞回曲线呈梭形,形状"饱满",具有良好的塑性变形能力,且随着温度范围增大,变形能力增强;在相同条件下,温度范围增大,材料的疲劳特征表现更为明显;在波动管运行条件下(温度≤320℃),应变对材料的疲劳寿命影响占主要作用;材料在120~320℃和120~230℃条件下的热机械疲劳寿命均大于350℃恒温低周疲劳寿命,说明采用传统的高温低周疲劳试验结果来评价波动管材料的热机械疲劳寿命过于保守。     

过热器爆破膜装置温度场计算

采用流体力学程序STAR—CD对中国实验快堆布置于过热器底部的爆破膜装置进行分析。由于处在较高的工作温度（过热器二回路侧入口温度为495℃），需进行专门的热工分析，以确定该爆破膜在反应堆正常运行状态下的工作温度不超过设计限值，避免引起材料疲劳或破损，影响反应堆的正常运行。由于装置为竖直放置、底部入口进钠，所以不排除内部存在氩气的可能，在计算中对两种情况均进行分析。相同边界条件下，不存在氩气的极限情况，爆破膜处温度为475     

液态金属传热试验回路管道系统的应力分析和计算

该试验回路工质为液态金属，额定运行工况下，回路热段的运行温度为600℃，冷段运行温度为400℃。在两种特定流程的运行情况下，热段运行温度为600℃，而冷段运行温度为500℃。计算压力为0．5MPa。管道材料全部为316不锈钢。     

VHTR冷却系统性能得到模拟试验验证

<正>【世界核新闻网站2015年11月12日报道】韩国原子能研究所(KAERI)2015年11月11日宣布,超高温反应堆(VHTR)的非能动冷却系统已成功通过模拟试验验证。除了发电,这种先进反应堆还可用于制氢。韩原已向第四代反应堆国际论坛(GIF)提交用于制氢的VHTR设计。预计300 MWt的VHTR模块能够在超过900℃的温度下运行,每个模块每年可制氢约3万吨。     

秦山核电站一期反应堆压力容器第5次监督试验

秦山核电站一期反应堆从1992年1月21日至2007年10月28日，经历了第1循环至第10循环。反应堆运行了4378．7d，3885．8等效满功率天（EFPD），10．64等效满功率年（EFPY），平均热功率为857Mw。依据辐照监督大纲要求，对秦山核电站压力容器辐照监督管进行辐照监督试验，以获取压力容器材料辐照脆化及辐照环境数据，最终修订反应堆冷却剂压力一温度限值曲线，以防止压力容器发生脆断，从而保证反应堆安全运行。     

从结构热传导角度分析CEFR内钠温度变化速率限值的合理性

CEFR提升功率时要求钠温度变化速率不超过30 ℃/h,为从理论上论证限值30 ℃/h的合理性,通过理论分析和ANSYS软件数值模拟两种方式,研究了介质温度变化条件下平板的非稳态热传导响应过程及平板温度进入稳定状态所需的时间。结果表明,换热条件直接影响结构温度达到稳定状态所需的时间,换热条件好时结构和介质温变基本同步,换热条件差时30 ℃/h的堆内介质温度变化速率能保证介质温度稳定时结构温度达到温变总幅度的60%以上。30 ℃/h钠介质温度变化速率基本使换热条件差的条件下结构温度场进入稳定状态的速率与堆内钠介质温度变化相对同步,降低了温度变化带来的热应力分布和变化的复杂性,基本保证了结构实际温度与稳态设计温度的一致性。     

Meeting fuel temperature limits in an HTR-Module Reactor during depressurized core heat-up

The thermal behaviour of an HTR-Module Reactor is discussed for the design basis event of core heat-up after fast depressurization taking into account the most unfavourable initial state and uncertainties of input data. The reactor is designed to retain its fission products inside the fuel coatings even if all active components for decay heat removal and reactivity control should fail. To meet this goal maximum fuel temperatures during core heat-up should not exceed the technological limit of 1620°C, for which the integrity of the fuel coatings has been proven experimentally.Two-dimensional thermal-hydraulic calculations show that the maximum fuel temperature during core heat-up is expected to be 1472°C taking into account nominal full power operation as an initial state, a sudden depressurization in the beginning of the event, and nominal input data. The most unfavourable initial state is the steady state operation close to the scram set points, i.e. 105% power and increased cold and hot gas temperatures. Accounting for this leads to a maximum fuel temperature of 1522°C. Relevant uncertainties of input data are those of decay heat production, power distribution and core thermal conductivity and specific heat capacity. Their individual standard deviations can be combined to an integral uncertainty margin of ±86 K which covers two standard deviations. Hence the maximum fuel temperature taking into account unfavourable initial state and uncertainties is 1608°C.     

Core thermal–hydraulic design

The core thermal–hydraulic design for the HTTR is carried out to evaluate the maximum fuel temperature at normal operation and anticipated operation occurrences. To evaluate coolant flow distribution and maximum fuel temperature, we use the experimental results such as heat transfer coefficient, pressure loss coefficient obtained by mock-up test facilities. Furthermore, we evaluated hot spot factors of fuel temperatures conservatively.As the results of the core thermal–hydraulic design, an effective coolant flow through the core of 88% of the total flow, is achieved at minimum. The maximum fuel temperature appears during the high-temperature test operation, and reaches 1492 °C for the maximum through the burn-up cycle, which satisfies the design limit of 1495 °C at normal operation. It is also confirmed that the maximum fuel temperature at any anticipated operation occurrences does not exceed the fuel design limit of 1600 °C in the safety analysis.On the other hand, result of re-evaluation of analysis condition and hot spot factors based on operation data of the HTTR, the maximum fuel temperature for 160 effective full power operation days is estimated to be 1463 °C. It is confirmed that the core thermal–hydraulic design gives conservative results.     

压水堆核电站大破口失水事故分析

压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件，大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故，是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算，对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值（PCT）最高，且长时间维持在较高温度，此条件下反应堆最危险。计算结果表明，事故发生后，一回路压力迅速下降，堆芯冷却剂的流动性变差，导致堆芯裸露，燃料包壳温度又重新回升。通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作，能保证燃料元件包壳温度不超过1204 ℃的限值。     

高温蒸汽电解制氢系统温度敏感性分析

通过电化学方法建立高温蒸汽电解制氢系统温度敏感性分析的数学模型，通过该模型对系统温度敏感性进行分析，并提出温度敏感系数的概念。定性的研究结果表明，在不同发电效率、电解效率以及热效率下，温度敏感系数均随着工作温度的增加而增大。这表明，系统总效率随着温度的升高而增大，且随着发电效率和热效率的增加，温度敏感系数也随之增大，但电解效率对温度敏感系数影响较小。定量的研究结果表明，工作温度为750～950℃的高温蒸汽电解制氢系统的温度敏感系数约为1.40，即系统工作温度分别为800和900℃时，由于温度升高而使系统总效率分别增加约10.5%和12%;相应的实际总制氢效率可分别高达55.8%和56.5％，约是常规碱性水电解制氢效率的两倍。     

铅铋-水直接接触沸水快堆系统子通道耦合热工分析

新概念铅铋-水直接接触沸水快堆（PBWFR）结构紧凑，具有可移动性，在海岛、偏远地区具有很强的应用价值。本文通过将铅铋合金冷却快堆子通道分析程序SUBAS和铅铋合金冷却快堆热工水力系统安全分析程序SACOL耦合，对PBWFR进行分析，重点分析了无保护超功率（UTOP）事故，得到了PBWFR堆芯子通道和系统热工水力特性。结果表明，SACOL程序与耦合程序计算结果的相对误差不超过4%，证明了单向耦合和分步计算的正确性和合理性。采用耦合计算能更加准确地描述事故后组件内各子通道的热工参数变化，弥补了单通道程序分析的不足。在UTOP事故分析中，随着功率上升，包壳温度会迅速升高，热通道内包壳温度最高会达到834 ℃，超过许用限值800 ℃而导致包壳失效。因此包壳温度需在事故开始时具有足够的安全裕量，才能保证事故后反应堆的长期安全运行。     

钠滴氧化燃烧特性的实验研究

液态钠泄漏和燃烧是钠冷快堆在运行中一多发的常见事故。本文主要针对液态钠滴在不同初始温度(140~370℃)和氧浓度(4%~21%)条件下的氧化燃烧行为进行实验研究。实验通过1套钠滴燃烧装置和高速摄像机使钠滴的氧化燃烧行为可视化。实验结果表明:钠滴的初始温度和氧浓度越低,钠滴表面产生的柱状氧化物越长;在相同氧浓度条件下,钠滴初始温度越高,越易着火燃烧;钠滴初始温度在200℃以下时很难点燃,当有扰动破坏了表面的氧化层结构时,钠滴也会逐渐燃烧;钠滴初始温度在140~370℃的条件下,氧浓度≥12%时,钠滴能燃烧充分,最高温度基本可升至600~800℃;氧浓度12%时,燃烧并不充分,燃烧的最高温度均在600℃以下。这些结果对柱状流及雾状钠火的研究有重要的指导意义。     

CSR1000启动过程控制特性研究

启动系统和启动特性分析是超临界水堆（SCWR）设计的重要组成部分，为了实现全系统启动分析，以SCWR瞬态分析程序SCTRAN为基础，提出了新的宽参数范围的壁面换热模型，在此基础上设计了启动过程的控制系统，包括冷却剂流量、堆芯入口温度、系统压力、堆芯功率、汽鼓水位控制。根据启动各阶段的不同控制目标建立不同的控制方案，并以中国百万千瓦SCWR（CSR1000）为研究对象，建立了包括再循环回路和直流冷却回路的分析模型，提出了采用控制系统的SCWR的4个启动过程。计算结果表明，再循环回路和直流冷却回路在各个启动过程中，各热工参数变化符合预期，最高包壳表面温度不超过限值温度650℃，验证了启动方案的可行性和启动过程的安全性。      

Integrity assessment of the high temperature engineering test reactor (HTTR) control rod at very high temperatures

The high temperature engineering test reactor (HTTR) is the first high temperature gas-cooled reactor (HTGR) in Japan with a reactor outlet coolant temperature of 950°C at high temperature test operation. The HTTR contains 16 pairs of control rods for which Alloy 800H is chosen of the metallic parts. Because the maximum temperature of the control rods reaches about 900°C at reactor scrams, structural design guideline and design material data on Alloy 800H are needed for the high temperature design. The design guideline for the HTTR control rod is based on ASME Code Case N-47-21. Design material data is also determined and shown in this paper. Under the guideline, temperature and stress analysis was conducted, and it is confirmed that the target life of the control rods of 5 years can be achieved.     

高温气冷堆热工分析模型改进与堆芯温度场分析

更准确地模拟球床式高温气冷堆堆芯温度分布,是反应堆安全分析尤其是超高温运行研究中的关键问题之一。由于堆芯球流运动具有不确定性,石墨块和碳砖等结构材料采用散体布置,堆内冷却剂流道复杂,对热工水力准确模拟造成困难,可进一步优化。本文结合HTR 10的结构特点和流道特征,简要分析了堆芯传热过程,说明了在热工模拟中准确划分结构和流道对获取更精确的堆芯温度分布的重要意义。详细梳理了冷却剂流动路径,改进了在THERMIX程序下建立的HTR 10原有热工分析模型,更合理地模拟了堆芯冷却剂漏流行为,使得模型对堆芯冷却剂流动和传热过程的描述更准确。与试验数据对比,改进后的模型对堆芯外围系统的温度分布模拟准确性显著提升。计算结果表明,反应堆在额定设计工况下满功率稳态运行时,燃料和反射层最高温度均未超过材料的耐热限值。