核主泵静压轴封极限工况下运行可靠性研究

核电厂一回路主泵静压轴封现场运行期间，多次出现超出厂家运行技术要求的工况，由于缺乏主泵静压轴封运行参数影响机理研究，严重制约着轴封极限运行工况下的可靠性分析和评价。依托CPR1000核电机组100型核主泵双锥角静压轴封，提出一种流固耦合分析数值模型，系统阐述了极低压差、极限温度、内外锥角等关键因素对密封泄漏特性的影响机理。通过对极限工况运行可靠性进行研究，提出极限运行工况建议值，即压差不低于0.6 MPa,极限注入温度不高于100℃。可以为现场核主泵静压轴封极限工况下运行可靠性评价提供量化参考和指导。     

核主泵2号密封变形机理及泄漏特性数值研究

核主泵2号密封在事故工况下，需要承受一回路高压，由于缺乏2号密封在承受高压条件下的密封机理研究，严重制约2号密封承受高压时的可靠性分析和评价。依托CPR1000核电机组100型核主泵2号密封，提出一种流固耦合分析数值模型并通过台架试验验证，系统阐述了核主泵2号密封承受高压时由摩擦面密封向流体静压型密封的转变机理，并研究了动环锥角、泄漏量随压差增加的变化规律。通过数值研究，发现2号密封锥角和泄漏量在5 MPa压差左右出现拐点，动环锥角最大约为0.05°,随着压差进一步增加，动环锥角基本保持不变，泄漏量则随压差呈现近似线性上升。     

枞树形管束凝汽器流体弹性激振特性数值研究

为研究枞树形管束凝汽器的流动及换热特性,识别易产生流体弹性激振的高风险区,采用基于多孔介质模型的CFD方法对凝汽器在不同运行工况下的激振风险进行数值研究,获得管束区域风险系数分布.根据研究结果,当机组处于额定运行工况,凝汽器管束区域最大流速为62.7m/s,风险系数最大值为0.38;而当机组处于海水温度为10℃(冬季)...     

PMMA分子量对其电学特性的影响

通过分析以PMMA[poly(methyl methacrylate)]为绝缘膜的MIS结构的电学特性,研究了分子量对PMMA薄膜电学特性的影响。PMMA薄膜通过旋涂溶于氯仿的20mg/ml PMMA溶液制成。PMMA薄膜厚度为220nm,临界电场超过1.8MV/cm。测量结果表明:(1)996K分子量PMMA薄膜的单位面积漏电流最小,仅有6.0×10-9/cm2。350K分子量的漏电流较大,为8.5×10-9/cm2;(2)高电场下决定漏电流与场强关系的物理机制是肖特基发射,通过线性拟合计算出银电极与PMMA之间的势垒高度约为0.5eV;(3)分子量大的PMMA陷阱密度小。996K分子的最小,为4.7×1010/cm2。     

某大型柴油机连杆大头轴瓦微动磨损分析

通过使用AVL Excite PU软件和Abaqus软件的联合仿真,在大型V18柴油发电机上进行连杆大头轴瓦微动磨损分析,通过计算微动磨损指示参数(FIP)研究不同装配条件下轴瓦是否会产生微动磨损现象。结果表明:按照当前的装配条件,有可能会产生微动磨损,对于该大型发电机来讲小量级的轴瓦过盈量差别对于微动磨损的影响很小,并且如果螺栓预紧力施加小于设计所要求的力,产生微动磨损的可能性将增大。除此以外,本文对于连杆瓦座余高、连杆瓦座尺寸的上下偏差进行了不同的案例研究。     

平衡降流型管束电厂凝汽器热力特性数值研究

通过数值计算与分析,发现引进型300MW汽轮发电机组的凝汽器存在上、下管束模块之间有左右贯通的水平蒸汽通道以及每个管束模块内无独立的空冷区两大技术缺陷,进而指出只有采用整体置换为先进管束才能显著改善凝汽器的热力性能.通过讨论管束水模拟试验和凝汽器全尺寸试验的局限性,指出数值模拟计算是研究现代大型电厂凝汽器热力性能的唯一...     

PEDOT修饰对Ag/P3HT/ITO样品载流子注入特性的改善

通过分析Ag/P3HT/ITO结构样品的载流子注入特性,研究了PEDOT(3,4-Ethylene-dioxythiophene thiophene)的界面修饰对样品薄膜注入特性的影响,其中,P3HT(Poly(3-hexyl-thiophene))薄膜采用旋涂法制备,P3HT溶液浓度为30mg/ml(氯仿为溶剂)。测试结果表明:1)P3HT的退火温度对其本身性能影响很大,退火温度越高,导电性能越差,在373K时,性能达到最佳,单位面积电流可达0.092A/cm2;2)PEDOT的界面修饰作用使Ag与P3HT功函数不匹配的问题得到明显改善。实验结果与理论分析基本吻合,样品注入特性改善比在1.15～1.30之间。同样的样品在退火温度为373K时性能达到最佳,单位面积电流可达0.106A/cm2。     

核电厂凝汽器汽流激振问题研究与预防

针对某类型核电厂凝汽器在单列运行时发生多起因汽流激振导致的钛管开裂事件,采用基于多孔介质模型的计算流体动力学（CFD）方法对该凝汽器的喉部和管束区汽侧流场进行全三维数值仿真,计算得到凝汽器在多个单列运行工况下的汽侧速度场与钛管汽流激振风险系数分布。根据仿真计算结果,该凝汽器单列运行时,在靠近凝汽器垂直中心线的换热模块空冷区上方的指缝区表层钛管发生汽流激振的风险较高,为降低汽流激振风险需要考虑在相关位置安装防振条或实施预防性堵管。根据凝汽器单列运行泄漏工况数值仿真计算结果与核电机组实际运行记录,建议该核电厂凝汽器单列运行时在夏季、冬季工况下机组安全运行电功率限值分别为900 MW和600 MW。该凝汽器钛管跨距偏大,为了避免发生汽流激振现象,应将钛管跨距缩短到610.5 mm以下。     

核电厂安全壳喷淋系统隔离阀上阀座开裂原因分析

本文应用残余应力测试、化学分析、金相观察、硬度检测及断口分析,结合有限元应力分布分析等方法,对核电厂安全壳喷淋系统隔离阀上阀座开裂进行了原因分析。实验室分析结果表明,阀座环向残余应力数值较低,裂纹源未发现腐蚀现象,基体组织与硬度测试均未见异常。化学成分测试表明,材料成分满足标准要求。有限元计算结果表明,阀座受到了异常的过载应力。综合分析表明,上阀座开裂的原因主要是由于受力过载,并且针对根本原因制定了对应的改进措施。