Inconel 690传热管GTAW对接焊接头组织及力学性能研究

对Inconel 690传热管材进行钨极气体保护焊(GTAW)对接焊,采用拉伸试验机、压扁试验机和光学显微镜测试和分析传热管焊接接头,同时利用ANSYS软件开展焊接接头在设计工况失压时的一次应力强度校核。研究结果表明:焊缝中心为树枝胞状晶,熔合线附近为粗大柱状晶。室温时接头的平均抗拉强度为619 MPa,平均屈服强度为292 MPa,350℃时接头平均抗拉强度为475 MPa,平均屈服强度为206 MPa,拉伸接头断裂从熔合区开始贯穿整个焊缝组织,呈塑性断裂。压扁试验和反向压扁试验结果表明管接头完好。通过ANSYS分析可知,设计工况下传热管接头350℃许用应力强度150 MPa限值可满足其一次应力强度要求,且裕量较大。     

核电厂新型正面进水板框式旋转滤网的设计研究

针对传统正面进水旋转滤网普遍存在的过流断面小影响取水安全、网板提升过程污物易跌落和反冲洗不彻底造成污物夹带等突出问题,以某核电厂水力特征为例,在建立水力模型的基础上,开展了新型正面进水旋转滤网非全断面拦截、网板捞污斗角度优化和全翻转反冲洗卸污等多项创新设计研究.同时,搭建了大型试验台对新型正面进水旋转滤网的拦截清理能力进行验证.结果 表明,在保证核电厂循环水系统(CRF)和重要厂用水系统(SEC)取水量的前提下,即使新型正面进水旋转滤网完全堵塞,也能对83.3％以上过流断面的污物进行有效的预拦截和清理,能极大减轻过滤终端——鼓型滤网的清污压力.     

基于抽样统计的CPR1000全失流事故分析

CPR1000反应堆发生全失流事故后,冷却剂流量迅速下降,一回路温度和压力升高,可能导致堆芯发生偏离泡核沸腾(DNB)的危险。本文使用中广核自主开发的系统程序GINKGO和子通道程序LINDEN分别对CPR1000的电厂系统和堆芯部件进行了建模,再使用GINKGO进行系统分析、LINDEN根据系统分析结果进行子通道分析后确定偏离泡核沸腾比(DNBR)达到最小值的时刻,并在该时刻使用抽样统计方法对部分相关输入参数进行不确定性分析,同时考虑系统程序、子通道程序以及CHF关系式的不确定性,最终得到满足双95下的最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)。结果表明:CPR1000全失流事故进程中,并未发生DNB,且具有较大裕量,同时也证明将抽样统计应用到CPR1000全失流事故分析中是可行的。     

二次侧非能动余热排出系统流动不稳定性研究

二次侧非能动余热排出（ASP）系统是压水堆核电厂应对全厂断电事故的重要措施之一。为研究ASP系统的运行特性，设计建造了ASP系统试验装置（ASPTF）。在ASPTF上开展了ASP系统运行稳定性影响试验，并对试验结果进行了理论分析。试验研究与理论分析结果表明：低压低功率下ASP系统中出现流动不稳定性；增加蒸汽管线或回水管线阻力系数可抑制ASP系统出现流动不稳定性；降低加热功率时ASP系统更易出现流动不稳定性；主泵运行状态影响ASP系统的输入功率进而影响系统的流动不稳定性。     

高燃耗下裂变气体释放行为研究与程序校验

采用燃料棒性能分析程序COPERNIC，针对哈尔登（Halden）测试燃料组件 （IFA）519.9 DK 辐照试验燃料棒辐照试验进行了计算分析，研究了高燃耗下裂变气体释放行为，并与试验数据进行了对比验证。结果表明，在燃耗达到约100 GW?d/t(U)的辐照过程中，该程序对裂变气体释放率的预测值与试验测量结果符合较好；程序未精确预测芯块孔隙率在高燃耗“边缘结构”内的演化过程，但不影响其对燃料棒辐照综合性能分析的准确性和合理性。      

需求建模方法在核电需求分析中的应用

由于缺乏有效的需求收集和管理方法、无法进行早期需求验证和需求变化演进等问题，核电设计产品越来越难满足用户期望。针对上述问题，本文以安注系统为例，将需求建模方法应用于需求分析:通过需求用例建模、需求场景建模和需求逻辑建模等手段实现安注系统的需求收集和管理，通过状态图的执行确保顶层设计满足用户需求，通过时序图的比较检查遗漏或不一致的需求等。借助需求建模实现需求的早期验证，确保设计产品符合用户需求，为需求建模在核电设计中的进一步应用提供参考。      

PWR堆芯燃料组件非线性梁模型研究

为描述燃料组件的非线性特性，采用有限元方法建立燃料组件横向梁模型，并引入迟滞模型，用于模拟燃料组件横向变形时的非线性效应。计算结果表明:该非线性梁模型能够更准确地获得组件的弯曲变形和受力，有助于开展燃料组件事故分析。