热力环境条件分析法鉴定研究

本文根据温度对于设备性能影响的两种效应,总结了采用分析法开展热力环境条件鉴定时需要考虑的鉴定因素,并据此设计了一种用于热力环境条件分析法鉴定的鉴定流程。基于Arrhenius公式编写了热力环境条件分析法鉴定用热老化效应计算程序,分析了计算程序中的微分步长和活化能的取值对热老化效应包络性判断的影响。计算程序不仅可以用来进行分析法开展热力环境条件鉴定时热老化效应包络性判断,还能用于指导补充证明材料或试验进行进一步的热老化效应包络性分析。     

研究堆内材料释热率测量装置研制

为了探究材料释热率在研究堆孔道内的轴向分布规律,以高通量工程试验堆（HFETR）G7孔道为例,设计一种材料释热率测量装置。通过数值模拟方法得到释热率测量装置及试验段在载荷作用下的应变分布云图,采用物理计算得到量热计校对桥和测量桥的温度参数,并利用本装置在G7孔道开展释热率测量试验。结果表明,该装置整体结构满足强度要求,试验段量热计之间需加装保护管;计算得出样品、校对桥和测量桥的温度低于材料熔点,装置满足热工要求;试验测得的释热率值随堆功率变化规律性强,且不同材料在不同能量等级的γ射线环境下,对γ的吸收性是有区别的。因此,本装置可以作为HFETR释热率测量工具,为确定不同材料在堆内释热率分布情况提供保障。      

时温平移法核级电缆热老化寿命评估及应用

基于时温平移法,根据非线性规划最优化确定平移因子,平移各温度组内老化寿命数据至参考温度,建立核级电缆热老化寿命模型。作为电缆老化状态监测管理必不可缺的工具,所建立的老化寿命模型可由状态指标推算电缆剩余寿命。基于此技术在Matlab GUI平台下开发的核级电缆热老化寿命评估的人机交互界面具有标准法、平移法两种计算模式,并能实现平移因子优化、活化能计算、老化寿命曲线拟合、老化机理一致性分析等功能。     

三代核电DBA环境试验装置改造设计研究

中国核动力研究设计院环境鉴定试验装置因试验开始初期试验腔内热冲击温度拉峰能力不足、热冲击过程中试验腔内温度分布不均匀等问题难以满足三代核电反应堆失水事故（LOCA）环境试验的要求。针对存在问题,利用数值计算软件RELAP5对试验装置改造设计进行了数值分析,依据分析结果对环境鉴定试验装置进行了设计及改造。改造后装置试验结果表明,装置在热冲击阶段的温度拉峰能力大大提高,温度均匀性得到明显改善,满足三代核电设计基准事故（DBA）环境试验曲线的要求。      

严酷环境条件下玻璃-金属封接电气贯穿组件关键技术研究

本文采用玻璃-金属封接技术完成一种电气贯穿组件的结构设计,根据工艺特点针对导体、玻璃及外壳进行材料选型,采用有限元方法建立组件数值计算模型,基于此模型计算出组件在正常运行时的温度场分布,判定材料选择的合理性。同时,选取部分样件密封结构开展环境及力学类试验,验证了组件密封结构的可靠性;针对组件整体开展了热老化及辐照老化试验,试验验证了组件在长期高温、高压及高辐照剂量使用环境下具有良好的适应性。     

核电厂控制棒价值测量评价方法改进研究

控制棒价值测量是核电厂物理试验的一项重要的内容.试验测量得到的棒价值需要与理论值进行比较,确保其偏差小于要求的限值.该试验不但验证堆芯满足核设计和技术规格书的要求,以保证安全分析结果的有效性.国内各压水堆电厂的大量试验数据表明,传统的控制棒计算方法得到的理论数据用于测量评价往往出现较大偏差.本文通过对传统的控制棒计算方...     

三代核电厂电气贯穿件用屏蔽双绞导体组件的设计及验证

根据三代核电厂对于屏蔽双绞（STP）电缆贯穿安全壳的功能需求，结合三代核电厂的环境条件和STP电缆的功能要求，设计了一种电气贯穿件（EPA）用STP导体组件专门用于安全壳内外的STP电缆的连接。重点介绍了STP导体组件的结构设计、材料选型，并通过型式试验对STP导体组件的密封性能、电气性能、耐辐照性能和电磁兼容性能等关键特性进行了试验验证。试验结果表明，STP导体组件满足规定的设计寿命、密封和电气等预期设计要求。      

CENACE热散射中子文档的研制

为模拟计算相关中子学问题,中国核数据中心研制了ACE格式的多温度连续能量点截面库CENACE。其中,为计算热中子相关问题,采用NJOY99程序,将ENDF/B-Ⅶ.1库中18种材料的热散射率数据制成ACE格式的热中子散射数据。为验证热中子ACE文档的完整性和可用性,对加工得到的数据进行绘图测试,并将热散射截面的计算结果与实验测量值进行比较。测试结果表明,所有ACE文档数据准确可靠,不存在异常或不合理等现象;对于常见反应堆慢化剂材料,新制作的热散射数据与实验值符合良好,个别材料的热散射率评价数据有待进一步改进。     

TOPAZ-2型空间核反应堆电源转换器除气研究

结合热离子发电元件工作环境,分析了TOPAZ-2型空间核反应堆电源热离子发电元件除气的必要性。根据电源结构特点,确定氦气腔体、热离子发电元件发射极和接收极、铯集气腔体和冷却剂内套管为主要除气部件。利用CFD程序和专用程序分别计算得到堆芯容器和热离子发电元件额定工况下的工作温度,结合部件除气要求最终确定了各部件除气工况。编制了用于热离子发电元件发射极和接收极除气计算的二维传热程序,通过对比程序计算结果与单根热离子发电元件除气试验结果验证了程序编制的正确性。利用该程序计算得到热离子发电元件发射极和接收极的除气功率。综合电源除气部件除气工况、除气环境要求和除气计算结果,确定了转换器除气方案。     

核电厂封闭空间内火灾火源功率预测模型及其实验验证

针对核电厂防火设计中使用的火灾区域模型模拟软件CFAST(Consolidated Model of Fire Growth and Smoke Transport)在火源模型方面的缺陷,提出耦合火源与热烟气层的热反馈相互作用的火源计算模型。为了验证新的火源功率计算模型的可靠性,基于核电厂保守性原则,分别进行了开放空间和封闭空间内横向四层电缆桥架电缆燃烧火灾实验。通过比较模型预测的火源功率和温度与实验测量值得到:相对于现有的区域模型软件的火源计算模型,新的火源功率计算模型使得整个火灾过程中火源的热释放速率预测精确度提高了11%;特别是在电缆火焰横向蔓延阶段,精确度提高了24.7%。更重要的是:因为区域模型软件CFAST火源计算模型忽略了烟气的热反馈作用,导致其基于开放空间火源热释放速率测量值计算的热烟气层温度小于实验测量值,该温度数据如用于防火设计将导致缺乏保守性;而修正后的火源计算模型通过耦合火源与热烟气层热反馈的相互作用,使得温度计算结果趋势性的大于实验测量值,使得预测结果趋于精确和保守。     

核电厂水平多层电缆托盘火灾数值模拟分析验证

本文基于火灾区域模型的分析方法,建立包含水平多层电缆托盘的燃烧模型,通过输出电缆燃烧时的动态热释放速率,为火灾区域模型分析电缆燃烧场景提供火源功率输入。通过将模拟结果比对美国NRC发布的核电厂火灾实验数据,验证该水平多层电缆托盘燃烧模型的精确性;通过电缆燃烧实验的热释放速率以及FLASH-CAT模型,对该燃烧模型的计算结果进行验证。分析比较表明,对于各层托盘及托盘内电缆类型均相同的工况,该燃烧模型与FLASH-CAT计算精度基本一致;但是对于托盘中布置有不同类型或不同长度电缆的工况,该燃烧模型的计算结果精度有显著提升。     

核电厂1E级电缆一致性判别方法的研究

本文提出了红外线光谱分析、热失重法、差示扫描量热法等方法来判别1E级电缆所用材料与鉴定时所用材料是否一致。文中对不同原材料制成的电缆进行了红外线光谱分析曲线测试,以验证该方法的有效性。本文对1E级电缆监管提出了创新性的建议。     

超临界水冷固态实验包层中子学与热工水力特性研究

基于国际热核聚变实验堆(ITER)实验包层方案,提出了一个超临界水冷固态实验包层概念设计方案。设计采用Be作为中子倍增剂,Li4SiO4作为氚增殖剂,CLAM钢作为结构材料。包层第一壁采用多层盘道设计以提高第一壁出口温度,内部采用增殖剂与中子倍增剂分层布置以提高热沉积与氚增殖率。为验证包层设计的可行性,分析计算了三维包层氚增殖率与热沉积的分布,然后根据中子学计算得到的结果对超临界水冷固态实验包层进行了数值模拟研究。结果表明:包层功率密度分布较合理;氚增殖率满足运行中氚自持的要求;在冷却剂出口温度达到500℃条件下材料温度不超过限值。该设计方案能满足中子学设计与热工水力的要求。     

核电站用DN350爆破阀剪切盖的动力学分析

第3代非能动核电站中引入了DN350爆破阀。爆破阀设计中需要计算开阀所需的活塞动能,以确定合适的火药量。使用LS-DYNA程序对活塞撞击切断剪切盖端板过程进行动态仿真计算。计算中建立多部件模型,材料模型考虑应变率影响及失效,应用动态松弛加载内压和螺钉预紧力,建立缓冲组件的等价材料模型,并合理设置接触。计算得到动能,速度和阀体载荷等结果。活塞速度与试验结果吻合较好。计算方法和模型可用于阀门结构的设计及定型。     

800kV高压传输装置的电场数值计算

介绍了800kV高压传输装置的组成和结构安排；对在SF6绝缘气体环境中的电缆终端进行了电场数值计算，并对计算结果进行了分析；最后得出结论，电缆终端的场强设计是可靠的。     

核电厂电缆温度预测改进模型

区域模型软件CFAST(Consolidated Model of Fire Growth and Smoke Transport)是经过美国核管会检验和验证的五款可用于核电评估的火灾模拟软件之一。本文针对火灾条件下的电缆温升,考虑了电缆芯的材料热特性,提出了改进的电缆温度预测一维热传导模型。同时,针对ICPMP(International Collaborative Project to Evaluate Fire Models for Nuclear Power Plant Applications)标准实验5种火灾工况,通过该实验的数据对改进模型进行了验证,得到了其优于原模型结论。     

核电站电缆选择要点技术

安全级电缆对核电站的安全运行和安全停堆起着十分重要的作用,核电站用的电缆一般具有以下特殊性能,如长期工作寿命、耐辐射、耐潮湿、低烟、无卤、阻燃等要求,因而对所采用电缆绝缘和护套材料以及试验都提出了很高的要求,本文针对核电站电缆选择时的一些要点进行了探讨。     

中子辐照奥氏体不锈钢焊缝热影响区力学性能与微观结构的关系

奥氏体不锈钢通常用来制造核反应堆内部部件（如堆芯围筒）,经中子辐照后,其微观结构发生变化,从而导致力学性能的变化。焊缝热影响区材料在熔焊过程中受到焊接热循环的影响。本文研究了中子辐照对奥氏体不锈钢焊缝热影响区材料微观结构及力学性能的影响。试验材料选用退役压水堆中的AISI304不锈钢焊件。该材料在反应堆中经历了11次反应堆循环,最大辐照剂量为0．35dpa,温度为573K。通过试验得到不同辐照剂量下,热影响区材料和母材区材料的力学性能和微观结构。力学性能通过拉伸实验获得,采用室温和573K两种不同试验温度。用透射电镜观察材料的微观结构。运用弥散障碍硬化模型得到力学性能与微观结构之间的关系。试验结果表明：仅用透射电镜中观察到的中子辐照产生的缺陷并不能很好解释中子辐照硬化。在透射电镜中观察不到的那些小的辐照缺陷也能产生辐照硬化。     

核电厂封闭空间横向多层电缆燃烧纵向温度分布特征研究

针对核电厂横向多层电缆火灾危害性，研究封闭空间内电缆燃烧产生的室内温度分布特征及热烟气层温度预测模型。基于2种典型的电缆布置，在封闭空间进行了横向3层电缆燃烧实验。实验研究结果表明，横向多层电缆燃烧产生的热烟气层温度存在明显的分层现象。基于室内中心纵向温度分布，可将室内电缆燃烧产生的热环境分为底层冷空气层、中层热烟气层和顶层顶棚射流层。采用封闭空间内非稳态温度预测模型，对横向多层电缆桥架电缆火灾的热烟气层温度进行预测。通过比较模型预测结果和热烟气层温度实验测量值可以得到:该模型可以精确地预测封闭空间内热烟气层温度的最大值，相对误差小于1%；由于模型低估了火灾衰减阶段的温度发展，导致该模型预测整个温度发展的全局误差在16.3%~27.8%之间。      

CEFR热传输及发电能力分析

针对中国实验快堆（CEFR）发电能力问题,对CEFR 3条回路的输热能力及热电转换能力进行建模并分析计算,通过40%额定功率发电工况下的试验数据验证了所建模型的正确性。依据CEFR的实际情况,提出优化运行工况的改进措施,其效果得到了汽轮发电机组厂家数据的验证,并结合输热能力验证模型模拟CEFR满功率下的热传输及发电能力。结果表明：基于优化后的运行工况,CEFR热传输系统和热电转换系统可达到设计要求。