模拟裂变产物腐蚀对国产不锈钢包壳管室温爆破性能的影响

未经腐蚀的国产不锈钢包壳管与在两种不同氧势下经模拟裂变产物腐蚀后的包壳管相比，其室温爆破强度和周向延伸率有明显变化。由于氧势对包壳管腐蚀深度影响显著，从而也明显影响包壳管的爆破强度和周向延伸率。爆破口的微观形貌分析进一步显示了裂变产物腐蚀对包壳管力学性能的影响。试验方法对结果的影响也作了初步探讨。     

涂层及热处理对不锈钢薄壁管高温爆破性能的影响

为研究压水堆及超临界水冷堆失水事故工况下堆用不锈钢薄壁管的高温爆破行为及涂层与热处理对高温爆破性能的影响，利用自行研制的高温爆破试验装置，开展了316L不锈钢原始管、热处理管及涂层管在模拟失水事故温度条件下的瞬态加热高温爆破试验，获得了3种不锈钢样品管在600～1 200 ℃、升温速率为5 ℃/s条件下的高温爆破性能数据及爆破强度和周向延伸率随温度的变化关系，并对破口形貌和微观组织进行了观察分析。结果表明：涂层制备时的热处理温度是高温爆破强度降低的主要影响因素，而涂层本身对高温爆破强度几乎没有影响。     

爆破片装置在核工业中的应用

压力容器超压保护中使用的传统爆破片装置存在着因疲劳提前爆破，爆破碎片进入泄放管道，设计爆破压力与容器操作压力之差过大等缺点。新型的反拱型爆破片利用材料的抗夺强度来控制其爆破压力，克服了传统爆破片的缺点。这种新型的爆破片已在核工业中得到了成功应用。     

基于微试样液压爆破法测试核压力容器用钢力学性能

微试样液压爆破法是一种可用于测试核压力容器辐照监督试样的微试样测试技术,该技术借鉴爆破片工作原理,对圆形薄片试样进行液压加压,使薄片鼓胀并爆破,在试验过程中记录载荷-圆薄片中心点位移曲线,通过曲线上的特征载荷以及试样变形关联材料常规拉伸性能。通过比较不同的近似解析法得到了适合于该型微试样试验技术的屈服强度、抗拉强度的计算方法,在上述研究的基础上对核电常用材料国产A508进行了液压爆破试验,得到了材料的强度特性,与常规单轴拉伸数据高度吻合。     

薄壁管高温爆破试验装置研制及应用

为获得燃料组件及燃料相关组件用包壳管的高温爆破性能，研制了薄壁金属管高温爆破试验装置，主要由高压气源单元、试验气氛单元、加热单元、试验台架及测控单元组成。该装置可实现的最高试验温度为1 200 ℃、最高升温速率为10 ℃/s、最大试验压力为100 MPa；可完成压水堆运行工况下的等温高温爆破及模拟事故工况下的瞬态加热高温爆破两种试验。利用该装置完成了316L不锈钢薄壁管的瞬态加热高温爆破试验，获得了600~1 200 ℃、升温速率为5 ℃/s条件下的高温爆破强度（极限环向应力）和周向延伸率数据。试验装置的验证及不锈钢薄壁管的高温爆破试验表明，研制的薄壁金属管高温爆破试验装置满足试验要求，试验灵活方便、控制精度高。     

氢化物取向对Zr-4包壳管室温拉伸和爆破性能的影响

通过室温爆破和室温拉伸实验，研究了氢化物取向对氢含量140±20?μg/g和260±20?μg/g的Zr-4管材力学性能的影响。结果表明:在研究的2种氢含量下，氢化物取向对室温拉伸性能和室温爆破强度无明显影响，周向延性对氢化物取向十分敏感。随着氢化物取向因子增加，室温爆破延伸率显著降低。与氢含量140±20 μg/g的管材相比，氢含量260±20 μg/g的管材室温爆破延伸率下降得更快。      

AP/CAP核电厂爆破阀药筒驱动装置输出性能试验方法与装置开发

根据AP/CAP核电厂爆破阀的试验大纲，需要对爆破阀药筒驱动装置进行输出性能试验，为完成试验开发了专用试验装置。介绍了AP/CAP核电厂爆破阀药筒驱动装置输出性能试验的原理、方法以及试验装置的开发内容。开发的试验装置点燃爆破阀药筒驱动装置产生高温气体，通过采集装置内包容的气体压力数据、绘制并分析压力-时间曲线，对药筒驱动装置的输出性能进行评价，并针对不同类型与规格的药筒驱动装置分别进行了测试。结果证明，该试验装置适用于多型号规格的爆破阀药筒驱动装置的试验，且性能可靠、操作方便。     

LOCA工况下环形燃料元件外包壳鼓胀爆破试验研究

为获得环形燃料元件外包壳在压水堆冷却剂丧失事故（LOCA）工况下鼓胀爆破温度和应变的经验关系式，为设计计算提供必要的输入，并初步评价其LOCA工况下的鼓胀爆破性能，在堆外对其开展了LOCA工况下的鼓胀爆破试验研究。在不同的升温速率和内压下，蒸汽环境中，以外表面红外加热的方式对环形燃料元件外包壳进行了鼓胀爆破试验。总结了试验得到的经验关系式，分析了试验中爆破温度和应变的影响因素，并将试验结果与美国核管理委员会出版的NUREG0630中的结果进行对比，验证了试验结果的合理性。获得的试验数据可用于环形燃料的设计、计算和改进。     

薄壁管高温爆破试验装置研制及应用

为获得燃料组件及燃料相关组件用包壳管的高温爆破性能,研制了薄壁金属管高温爆破试验装置,主要由高压气源单元、试验气氛单元、加热单元、试验台架及测控单元组成。该装置可实现的最高试验温度为1 200℃、最高升温速率为10℃/s、最大试验压力为100 MPa;可完成压水堆运行工况下的等温高温爆破及模拟事故工况下的瞬态加热高温爆破两种试验。利用该装置完成了316L不锈钢薄壁管的瞬态加热高温爆破试验,获得了600～1 200℃、升温速率为5℃/s条件下的高温爆破强度(极限环向应力)和周向延伸率数据。试验装置的验证及不锈钢薄壁管的高温爆破试验表明,研制的薄壁金属管高温爆破试验装置满足试验要求,试验灵活方便、控制精度高。     

台山核电站内安全壳混凝土配合比设计

内安全壳是核反应堆厂房的核心建筑物。由于在台山核电站首次使用C60/75混凝土,在借鉴国内外其他混凝土强度等级的配合比设计的基础上,从原材料的选择、混凝土配合比试验和模拟试验等方面论证如何获得理想的混凝土配合比。     

含缺陷Inconel 690蒸汽发生器传热管的强度及堵管准则研究

针对缺陷对传热管强度的影响以及传热管判废准则问题展开研究,研制了适用于小管径蒸汽发生器传热管极限载荷及爆破压测试的实验装置,对含体积型缺陷及面型缺陷的Inconel 690蒸汽发生器传热管进行了实验研究,并采用有限元法对极限载荷及爆破压进行了估算.在此基础上,研究了传热管的堵管准则,提出了两级评定方法.该评定方法可根据缺陷的深度、轴向及环向长度来综合评价.     

屏蔽混凝土施工技术研究与应用

对不同密度屏蔽混凝土施工的拌和及运输、浇筑等工序技术进行研究,总结了不同密度的屏蔽混凝土施工技术,密度大于4000kg/m3屏蔽混凝土施工技术与普通混凝土施工有较大差异.工程应用实践表明,不同密度的屏蔽混凝土应采用不同的施工技术才能保证屏蔽混凝土密度均匀性和工程质量.     

核电厂混凝土安全壳中预应力的分布和损失

本文研究了核电厂安全壳预应力系统建立过程中混凝土的应力值、安全壳应力分布模式和由于预应力施加产生的变形情况，并把这些数据与在安全壳结构强度试验（SIT）中得到的值进行比较分析，通过理论计算，讨论安全壳中预应力损失以及其安全性问题。     

压水堆燃料棒锆-4包壳在大破口LOCA条件下的鼓胀爆破实验

研制成ＦＲＳ－２型压水堆锆－４包壳电加热模拟燃料棒，提供一种先进的实验方法和瞬态测量技术，目的在于研究锆－４包壳在大破口ＬＯＣＡ条件下的鼓胀爆破行为，给出秦山核电厂安全分析所需的爆破数据。报道了模拟燃料棒的结构、性能、包壳鼓胀爆破实验方法和破口检验内容。     

微量Y对FeCrAl合金包壳力学与氧化性能的影响

FeCrAl合金包壳作为事故容错燃料（Accident Tolerant Fuel,ATF）中长期可商用的技术途径得到了广泛关注。本文旨在研究微量Y对FeCrAl合金包壳力学与氧化性能的影响。采用光学显微镜观察FeCrAl和FeCrAlY合金晶粒尺寸和微观形貌。采用爆破试验机和热重分析仪开展内压爆破试验和高温水蒸气氧化试验。采用X射线衍射仪（X-ray Diffractometry,XRD）、扫描电子显微镜（Scanning Electron Microscope,SEM）和能量色散谱仪（Energy Dispersive Spectrometer,EDS）观察FeCrAl和FeCrAlY合金氧化产物成分、表面及截面氧化产物形貌，并对其成分进行分析。研究结果表明：微量Y主要固溶到FeCrAl合金包壳基体中，未形成Fe-Y第二相；固溶到FeCrAl合金包壳基体中的Y未对室温到1 000℃内压爆破强度和破口形貌产生影响；但添加微量Y显著改善了FeCrAl合金包壳的耐高温水蒸气氧化性能，800℃、1 000℃和1 200℃水蒸气氧化8 h条件下，氧化增重量分别下降65.1%、60.0%和31...     

使用活化探测器和成像盘技术相结合的方法测量混凝土屏蔽体内中子空间分布

描述了一种联合使用活化探测器和成像盘技术（IP）探测中子注量的方法。利用这种方法测量了高能中子束线装置KENS（KEKspallationneutronsourcefacility）中混凝土屏蔽体内中子的空间分布。高能中子注量衰减的实验结果与使用蒙特卡罗程序MARS14模拟计算的结果符合很好。结果表明，联合使用活化探测器和成像盘技术可以同时测量多个位置的中子注量，直观展现出混凝土屏蔽体内中子强度的分布情况。     

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     

5×5棒束通道内流动转捩特性研究

棒束通道的特殊结构导致其内部流动转捩情况较为复杂，探究其内部流动转捩规律具有重要意义。本文针对棒束通道内的流动转捩特性开展实验与CFD模拟研究，通过实验获得了棒束通道内沿程阻力系数的变化规律；采用不同湍流模型进行了数值模拟。结果表明，SST k-ω模型能较好地反映实验结果。进一步对比了不同雷诺数工况下通道内不同位置的沿程阻力系数与湍流强度，发现对于不同子通道，中心子通道湍流强度与沿程阻力系数高于边角子通道；对于同一子通道，子通道中心处湍流强度与壁面切应力高于子通道边缘处。这一结果说明，受壁面影响，棒束内湍流强度、壁面切应力、阻力特性具有不均匀性，这些空间上的不均匀性相互作用会引起总体上棒束转捩点不明显。     

乏燃料燃耗与中子发射强度的关系

对辐照过的低富集氧化铀燃料的燃耗与中子发射强度间的关系进行分析和研究。计算了不同初始富集度、不同燃耗、不同冷却时间的乏燃料的中子发射强度，经分析，证实了燃耗与中子发射强度间存在的幂函数关系，并对影响幂函数关系的各种因素进行了研究。发现幂函数关系中的系数受初始富集度、冷却时间、燃耗范围的影响；如果冷却时间大于2a，这个关系不受辐照历史的影响；如果冷却时间小于2a，这个关系受辐照历史的影响。     

核电站毗邻的工程爆破与振动监测

介绍在大亚湾核电站毗邻进行的土石方工程爆破试验及其振动监测的结果。实验结果表明所拟定的“土石方开挖工程爆破方案”和“大亚湾核电站安全振动监测方案”都是有效的、可行的，它既可保证了大亚湾核电站安全运行，又能满足岭澳核电站工程的进度。