基于概率分析的核电传热管降质失效评估方法研究

发展核电是国家能源安全战略的重要组成部分，核电安全是对核电事业发展的最基本要求。依据核电传热管的检测历史数据和专家数据，利用全概率理论和Bayes公式提出了对传热管降质完整性评估的概率计算方法。通过对应力腐蚀、疲劳损伤等影响因素的分析，实现了在不同应力腐蚀和疲劳损伤条件下对传热管降质分布的概率计算。该评估方法可以将多个影响因素共同作用的复杂问题，简化为单个影响因素的逐一修正问题，简化了计算和处理方法。该方法可为核电蒸汽发生器传热管的降质概率评估提供借鉴。     

防振条约束失效对蒸汽发生器传热管面内流弹失稳的影响研究

根据防振条布置以及面内支承连续失效个数，将防振条面内约束失效分析划分为多种工况，分析了不同工况下面内约束失效对传热管面内模态的影响，采用各位置阻尼在振型函数上进行加权平均的方法计算了各阶模态的阻尼比，进而研究了防振条面内不同约束对传热管面内流弹失稳的影响。分析结果表明，随着面内支承连续失效位置的增多，弯管段面内首阶模态频率不断降低，出现在弯管段的振型越加明显；弯管段面内首阶模态不一定是最大流弹失稳比值出现的模态，最大流弹失稳比值出现模态的振型几乎都出现在弯管段；随着面内支承连续失效位置的增多，面内流弹失稳比值不断增大，当连续3个及以上防振条面内约束失效时，将出现流弹失稳现象。     

基于时间序列神经网络的蒸汽发生器传热管泄漏程度诊断研究

针对蒸汽发生器U形传热管泄漏，本文提出了一种基于时间序列神经网络对蒸汽发生器传热管泄漏程度进行诊断研究的方法。首先，对核电厂蒸汽发生器U型传热管泄漏进行机理分析，构建其数学模型，提取其泄漏的直接特征参数，再依据Fisher得分法，提取其间接特征参数；其次，通过滑动时间窗口法从预处理后的时间序列数据中生成数据样本，作为时间序列神经网络的输入，并以蒸汽发生器U形传热管泄漏程度信息为标注，基于反向传播（BP）算法对五层神经网络系统进行训练，得到蒸汽发生器U形传热管泄漏的时间序列神经网络模型；最后，模拟核电厂运行过程蒸汽发生器U形传热管泄漏时的时间序列测试数据。仿真结果表明，时间序列神经网络对演变事件的处理具有较好的有效性和较高的泛化能力，对故障程度的诊断研究具有参考价值。      

核电厂热交换器传热管流致振动试验研究

针对核电厂热交换器传热管断裂事故，使用ANSYS软件建模，分别计算传热管固有频率、卡门漩涡频率，并和临界流速比较，结果证明传热管断裂是振动因素引起的，并提出针对性的控制措施。     

核用2.25Cr-1Mo钢在不同环境下的微动磨损性能

目的 研究核用2.25Cr-1Mo钢在不同环境下的微动磨损性能。方法 采用自制的切向微动磨损试验设备,在4种环境(温室RT/大气、RT/水、450℃/大气和450℃/液态钠)下对2.25Cr-1Mo钢进行了切向微动磨损试验。试验参数为：法向载荷20 N,运动频率5 Hz,位移幅值50μm,循环次数10⁵和2×10⁵。试验前,采用维氏硬度仪测量了2.25Cr-1Mo钢在室温和450℃高温下的硬度。试验后,采用Bruker白光干涉显微镜测量了磨痕的三维形貌并获得了截面轮廓和磨损量。采用扫描电子显微镜(SEM)、能谱仪(EDS)分析磨痕表面和横截面的微观形貌以及摩擦化学反应。结果 2.25Cr-1Mo钢在不同环境下表现出不同的磨损性能。450℃液态钠环境下的磨损量最大,大于450℃和室温大气环境下的磨损量;室温水环境下的磨损最小。经过10⁵微动循环后,2.25Cr-1Mo钢在450℃液态钠和室温水环境下表现出最大和最小的磨损率,分别为4.17×10^-6 mm³/(N·m)和0.32×...     

不同冶炼工艺制造的核级690合金传热管冶金质量及组织性能对比分析

对采用真空感应+电渣重熔及电弧炉+炉外精炼+电渣重熔两种不同冶炼工艺制造的核级690合金传热管化学成分、非金属夹杂物等冶金质量及组织力学性能、腐蚀性能进行对比分析,同时与国外进口同类产品进行对比。结果显示,采用真空感应+电渣重熔冶炼工艺生产的核级690合金传热管在某些元素和非金属夹杂物控制等冶金质量,以及点腐蚀性能方面优于电弧炉+炉外精炼+电渣重熔冶炼的,晶间腐蚀性能略优于电弧炉+炉外精炼+电渣重熔冶炼的,组织力学性能、均匀腐蚀性能、应力腐蚀性能等与电弧炉+炉外精炼+电渣重熔冶炼的差异不大,性能相当。     

基于全范围模拟机对压水堆MSLB叠加SGTR事故分析

主蒸汽管道断裂事故叠加蒸汽发生器传热管破裂事故属于核电厂超设计基准事故。为研究国内M310系列机组对该种事故的处理能力,采用了以宁德核电厂1号机为原型的全范围模拟机对此次事故进程进行模拟,选择了放射性释放较为恶劣的蒸汽管道破口(MSLB)叠加100根蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,并应用了最新的SOP规程中的操纵员动作以缓解事故后果,分析了事故发生后一回路压力、蒸汽发生器压力、堆芯出口温度以及一次侧至二次侧破口流量的变化。分析结果表明了在核电厂自动动作和操纵员有效及时干预下,在一定情况下可以避免进入严重事故中,最终可以处于安全可控状态。