锆合金管材常温闭端爆破试验方法研究

介绍了锆合金管材常温闭端爆破试验的装置及试样的三种高压封闭方法,经对试样的爆破试验,证明该装置及试样夹具能够满足测试要求。全夹具机械封闭方式具有经济、效率高等优点,但实验结果与焊接封闭方式的结果有明显差异。     

锆合金管材常温闭端爆破试验方法研究

介绍了锆合金管材常温闭端爆破试验的装置及试样的三种高压封闭方法,经对试样的爆破试验,证明该装置及试样夹具能够满足测试要求。全夹具机械封闭方式具有经济、效率高等优点,但实验结果与焊接封闭方式的结果有明显差异。     

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.     

EAST外杜瓦系统泄放装置的设计与实验研究

为保护过压状态下EAST装置的外杜瓦系统,在外杜瓦系统上设计了爆破片过压泄放装置,经ANSYS结构分析确定了爆破片的型式和参数,基于分析结果试制了316LN的爆破片装置,并通过实验进一步验证了设计方案的可行性与可靠性。实验结果表明,设计方案合理,能为同类装置的过压安全保护和研发提供借鉴。     

先进压水堆国产新锆合金内压爆破力学性能研究

采用内压爆破实验研究了去应力、部分再结晶及再结晶退火状态的SZA-4、SZA-6两种国产新锆合金室温及385℃下的内压爆破性能,用SEM分析了爆破断口形貌特征。结果表明,在两种试验温度下,合金管材爆破压力及屈服压力随退火温度的升高呈下降趋势,再结晶态管材延伸率整体高于去应力态以及部分再结晶态管材。爆破断口均为细小韧窝形貌,并存在轴向的微裂纹,爆破过程为由内壁向外壁的韧性撕裂。     

中国实验快堆非能动余热排出系统中非能动爆破片疲劳性能试验

非能动余热排出系统是保证试验快堆安全工作的重要措施,爆破片是一种非能动超压泄放装置.本文对反复加载的疲劳载荷作用下的爆破片动作性能进行了实验研究,载荷应力为80%爆破片标定爆破压力,载荷循环次数超过1×105,疲劳试验前后的爆破片动作压力差别小于1.5%,说明余热排出系统中选用的爆破片耐疲劳性能优异,可以稳定保证非能动余热排出系统的可靠工作.     

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。     

~(109)Cdγ射线发射率的比对测量

一、序言~(109)Cd核素是用于低能范围刻度Ge探测器较理想的标准源。我们利用新建的薄窗闭端同轴Ge和平面高纯Ge探测器系统参加了中国计量科学院组织的~(109)Cd核素活度比对测量,随后又测量了BIPM组织的国际比对~(109)Cd标准溶液。我们的结果是比较好的,在误差范围内和国际比对结果较好的符合。     

双极型运算放大器瞬时电离辐射效应实验研究

建立了运算放大器瞬时电离辐射效应在线测试系统,选取不同带宽、不同压摆率的3种双极型运算放大器,在西北核技术研究所的“强光一号”加速器上进行了实验。结果显示,在相同剂量率下,双极运算放大器的带宽越大、压摆率越高,其输出端口瞬时电离辐射恢复时间越短。分析表明,对于具有内补偿电容的双极运算放大器,其压摆率与补偿电容有关;补偿电容越小,压摆率越大,运算放大器输出端口瞬时电离辐射扰动的恢复时间越短。     

国产M5合金包壳管力学性能

高性能锆合金包壳是实现高性能压水堆燃料组件的关键之一。为了解国产M5合金包壳管的力学性能，获得相应的试验数据，进一步开展国产M5合金包壳管的应用性能评价等，开展了国产M5合金包壳管的堆外力学性能试验研究，研究包括不同温度下轴向和环向拉伸、腐蚀后环向拉伸、室温疲劳、内压蠕变、内压爆破性能，并将试验结果与法国产M5合金包壳管相应性能进行了对比。     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。