莱菔子化学成分的分离与鉴定

目的：研究莱菔子化学成分,探索生品莱菔子的物质基础。方法：采用大孔吸附树脂HP-20、聚苯乙烯型大孔吸附树脂（MCI gel）、ODS、硅胶及LiChroprep RP-18等色谱技术进行分离纯化,运用光谱学方法对得到的化合物进行结构鉴定。结果：从莱菔子甲醇提取物中分离鉴定了16?个化合物：顺-13-二十二碳烯酸（1）、豆甾-4-烯-3-酮（2）、（22E,24R）-麦角甾-5,22-二烯-3β-醇（3）、豆甾-5-烯-3β-醇（4）、反-阿魏酸甲酯（5）、反-芥子酸甲酯（6）、β-豆甾醇-3-O-β-D-葡萄糖苷（7）、α-D-吡喃半乳糖基-（1-6）-α-D-吡喃葡萄糖基-（1-2）-β-D-呋喃果糖苷（8）、β-D-呋喃果糖基-α-D-（6-芥子酰基）葡萄糖苷（9）、β-D-（3-芥子酰基）呋喃果糖基-α-D-葡萄糖苷（10）、β-D-（3-芥子酰基）呋喃果糖基-α-D-（6-芥子酰基）葡萄糖苷（11）、β-D-（3,4-二芥子酰基）呋喃果糖基-α-D-（6-芥子酰基）葡萄糖苷（12）、异鼠李素-3-O-β-D-葡萄糖苷（13）、异鼠李素-3,4’-O-β-D-二葡萄糖苷（14）、异鼠李素-3-O-β-D-葡萄糖-7-O-α-L-鼠李糖苷（15）、3’-O-甲基-（－）-表儿茶素-7-O-β-D-葡萄糖苷（16）。结论：化合物2、3、7～10、13～16为首次在该植物中得到。     

差压补偿液位测量的不确定度评定方法研究

对使用差压仪表进行补偿液位测量的不确定度评估方法进行了研究;建立了补偿差压液位测量的模型,分析了测量和补偿计算中的主要误差源,通过合理和保守的简化,提出了补偿后液位测量的不确定度评估方法,并对难度较大的导压管密度和工质密度引入的不确定度评估进行了深入的研究;最后,以第3代先进压水堆核电站CAP1400的大比例非能动堆芯冷却系统试验台架ACME的稳压器液位测量为例进行了应用。此不确定度评估方法可结合实际工况在各类差压补偿液位测量中广泛的推广使用。     

国内外H13钢组织和性能对比分析

对比分析了国内外两种典型热作模具钢的化学成分、显微组织、冲击韧性和回火稳定性。结果表明:与进口H13钢相比,国产H13钢的硬度、室温冲击性能和热稳定性均较差,主要原因在于碳化物的形式有差异。国产H13钢中碳化物尺寸大、分布稀疏,存在偏析,而进口H13钢中碳化物细小弥散。进口H13钢中马氏体板条结构较稳定、小尺寸碳化物的大量存在且弥散分布是其在高温下表现出优异回火抗力的主要原因。     

CAP1400核电站非能动安全系统试验验证

CAP1400是我国在引进消化AP1000的基础上自主研发的大型非能动压水堆核电站,其安全系统采用非能动设计理念,由自然力/过程来驱动,在事故工况下执行安全功能时无需外部动力电源。CAP1400配置了三道非能动安全系统:非能动堆芯冷却系统(PXS)、非能动安全壳冷却系统(PCS)和熔融物对内滞留(IVR)。相对于现有商用压水堆核电站采用的能动安全系统,非能动安全系统的设计原理与之有着本质区别,两者的事故进程与物理现象也存在很大差异,且CAP1400较AP1000具有更高的堆芯功率,因此,CAP1400安全评审要求对各道非能动安全系统开展试验验证。为此,针对CAP1400的PXS、PCS和IVR的试验验证,设计并建造了包含2个大型整体及5个单项的试验台架,开展了广泛的试验研究。本文对CAP1400非能动系统总体试验情况,整体及关键单项台架的主要技术创新特点,代表性的试验结果进行了介绍。相比原有AP600/1000开展的非能动系统试验,这些台架在试验参数范围、模拟相似性等方面均有提升。通过试验结果及分析,研究了非能系统的事故响应特性及关键物理现象,改进了相关关联式或扩宽了其适用范围,为CAP1400的安全评审及相关安全分析程序验证提供了试验结果支撑。     

ACME整体性能试验设施工作压力选取方案分析

拟建造的先进堆芯冷却机理试验台架（ACME）是验证压水堆核电站非能动安全系统性能及其安全分析软件的整体性能试验设施。在介绍AP1000电站整体性能试验台架及其评价的基础上，分析了不同工作压力对试验的影响。重点阐述了ACME工作压力的选取方案及其特点，探讨了确定试验初始状态的方法。分析表明：选取9.3MPa作为ACME的工作压力，涵盖了主要非能动系统工作的压力范围，具有等压等物性模拟非能动压水堆电站LOCA等事故工况的能力，是一个先进的非能动堆芯冷却整体性能试验设施设计方案。     

可调式射流曝氧器

可调式射流曝氧器与普通式射流曝氧器相比,具有射流流量可调、曝氧效果可调、耐腐和高效的特点.通过调节喷嘴与喉管间的距离,改变喉管直径以及优化扩张管的扩张角度来改变射流器的吸气量和射流流量,从而提高曝氧水的含氧量以满足技术和生产要求.     

试验台架中的金属结构储热释放比例分析

比例化的反应堆热工水力整体试验台架广泛应用于核电站的安全评估试验。比例试验台架往往存在储热释放比例过高从而造成瞬态过程或现象模拟失真。本文从基本控制体热量传递模型出发,分别通过微分方法、流道控制体方法、以及功率积分法分别对储热进行比例分析,分析表明在满足自然循环比例分析准则的条件下,在确定的高度比下选取合适的管径比例和壁厚,能够实现释热过程的瞬态相似模拟。为了简化实际工程设计的分析难度,可采用功率积分法以确保总体储热量满足功率比例要求。最后对ACME台架的储热分析表明其储热释放比例在合理范围内。本文可为相关热工水力试验中有关储热问题的分析和解决方法研究提供一定的参考。