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利用N36锆合金包壳燃料棒堆内辐照考验的部分池边检查数据,计算了4个典型辐照生长经验模型对N36锆合金包壳的适用参数。计算结果表明,在典型辐照生长经验模型中,双曲正切经验模型最适合描述N36锆合金包壳辐照生长行为。在双曲正切经验模型基础上,建立了N36锆合金包壳辐照生长最佳估算模型和包络模型。通过添加工程因子,建立了不同加工工艺的N36锆合金包壳辐照生长经验模型。利用池边检查剩余数据对N36锆合金包壳辐照生长经验模型进行了验证,模型与数据吻合较好。 相似文献
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为了对N36合金管材的微观结构和应用性能进行优化和调控,通过分析不同最终退火温度(520~560℃)下N36合金管材的性能数据,研究了最终退火温度对N36合金管材微观结构和性能的影响。经过研究发现,不同最终退火温度对于N36合金管材中的第二相粒子影响不大,主要影响N36合金管材的再结晶程度和晶粒尺寸,最终退火温度越高,则N36合金管材的再结晶程度越高,晶粒尺寸越大。随着最终退火温度升高,N36合金管材的室温和高温轴向和环向的强度明显降低,同时延伸率明显升高,主要是最终退火工艺对N36合金管材再结晶程度和晶粒尺寸的影响所造成的。随着最终退火温度升高,N36合金管材耐腐蚀性能提高,560℃最终退火温度的N36合金管材耐腐蚀性能明显优于其他管材,主要是560℃最终退火温度的N36合金管材再结晶程度最高所造成的。 相似文献
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核燃料元件是反应堆的核心部件,其性能影响反应堆的安全性与经济性,利用燃料元件性能分析程序开展燃料堆内稳态辐照性能分析对于燃料设计及安全评价具有重要意义。通过开发燃料温度分布、变形计算、裂变气体释放及内压等模型,结合燃料元件热工-力学多物理耦合计算分析耦合方案,基于先进并行计算方法构建了高性能并行化燃料性能分析程序Athena。利用典型商用压水堆核电站数据及同类程序计算结果进行了程序初步验证,结果表明Athena程序计算结果合理可靠。通过定义堆芯功率及热工水力边界条件,程序能够并行开展压水堆全堆芯燃料辐照性能分析,提高燃料辐照性能分析效率,是数值反应堆原型系统(CVR1.0)的重要组成。 相似文献
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研究了国产N36锆合金包壳在600、700℃和800℃常压下形成的氧化层微观形貌和表面润湿特性。对N36锆合金样件进行氧化,并测量了氧化层厚度和表面接触角。对样件表面进行扫描电子显微镜(SEM)观测获得样件的表面微观形貌,利用能谱仪(EDS)对样件表面进行局部扫描获得了成分元素种类和含量分布,分析了氧化温度和氧化时间对于N36锆合金表面润湿性的影响规律。结果表明,氧化后的样件表面润湿性增强,氧化层表面裂纹的尺寸、深度、内部结构都会影响表面润湿性。随着氧化温度升高,裂纹尺寸有增加的趋势。在同一氧化温度下,随着氧化时间的增长,样件表面裂纹的尺寸和数量都有增加的趋势。本文研究有助于深入了解N36锆合金包壳材料表面氧化的微观特性。 相似文献
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为了解决中国改进型百万千瓦级压水堆核电站(ACPR1000)在正常稀释与硼化过程中可能产生的主回路与稳压器硼浓度差过大的问题,防止意外违反机组运行技术规范,对硼浓度差的产生原因进行了理论分析,并使用三维瞬态物理热工耦合程序(RELAP5-3D)对反应堆冷却剂系统进行堆芯物理和热工水力建模,应用仿真平台模拟了核岛辅助及相关控制系统,使用由这些系统模型组成的全范围模拟机综合分析了各因素的影响,定量计算在快速硼化瞬态下的硼浓度差。结合机组运行规程与实验数据进行分析,结果表明:硼浓度差的幅度受瞬态过程的喷淋及补水流量影响较大;依据当前运行规程执行仍可能导致机组超出运行规范要求,对此提出了改进建议。 相似文献
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根据MELCOR程序对全厂断电诱发的严重事故下安全壳内各隔间的氢气浓度分布的计算结果,参考美国联邦法规关于氢气控制和风险分析的标准,分析安全壳内氢气的燃烧风险。结果表明:安全壳内平均氢气浓度不会导致整体性氢气燃烧,但存在局部燃烧的风险。通过CFD程序对氢气浓度较高的卸压箱隔间进行氢气释放和空间气体流动过程的模拟,得到更细致的卸压箱隔间内氢气浓度场分布,给出氢气聚集区域的准确位置,为采取严重事故缓解措施,设计氢复合器布置方案提供了参考依据。 相似文献
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本文通过分析一回路冷却剂在堆芯辐照区、非辐照区、稳压器及化容控制系统中的流动特性,建立核素浓度的动态差分数学模型,模型特征参数可根据实际操作情况进行调整,将每次取水测量值对数学模型计算初始值进行修正,以准确地反映核素浓度变化情况。应用所建立的动态差分数学模型针对某一典型压水堆的实际运行工况进行计算,并将计算结果与Profip5程序计算值进行对比,验证了所建立的数学模型的准确性。然后,对压水堆一回路放射性核素浓度进行计算分析,得到一回路冷却剂核素浓度和辅助系统中核素平衡浓度,以及各系统核素浓度随时间的变化规律和停堆时一回路核素的浓度变化规律。结果表明,所建立的动态差分数学模型冷却剂核素计算值与Profip5计算值相差不大,化容控制系统对一回路放射性核素的净化率与国家标准中提供的净化率相吻合,方程组可用于压水堆不同工况下冷却剂核素浓度计算,在燃料破损监测时,对分析破损发生的时间、预估破损后冷却剂核素浓度峰值、计算破口所在燃耗区域及大小均有重要意义。 相似文献
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本文介绍了在脉冲堆零功率物理实验中,利用硼中毒法测量反应性的原理和方法,给出了脉冲堆堆芯的硼微分价值、控制棒效率和总后备反应性的实验结果。还利用硼中毒法和脉冲中子源法配合进行脉冲堆控制棒之间反应性干涉效应的实验研究,取得了初步结果。 相似文献