核电厂安全级电气设备热老化试验方法概述解析

核安全级电气设备执行安全功能的能力可能受到环境条件和运行条件随时间变化的影响,因此核安全级电气设备的鉴定技术是保障核电厂经济运行和延长现有核电厂运行寿命的必要手段,核安全级电气设备的加速热老化试验作为鉴定试验的一个过程至关重要,本文主要介绍了目前常用的加速热老化试验方法,包括直接选取活化能获得的热寿命评定、基于热寿命曲...     

小型长寿命核能系统燃料物理性能的研究

本文在简要说明世界上小型长寿命核能系统研究现状的基础上,提出了使用钍-铀燃料和铅-铋冷却剂构造小型长寿命堆芯的设想,并为此进行了一系列燃料物理性能的研究.对于长寿命核能系统的堆芯物理设计,使反应性随燃耗变动最小非常重要,同时应该尽可能地提高堆芯的燃耗以满足长寿命运行的需求.本文使用MCNP和MCBurn程序详细计算分析了使用不同的初始驱动燃料、不同栅格、燃料成分和类型、富集度条件下,燃料栅元的燃耗反应性变化等性能,并对其进行了能谱、转换比、富集度变化等方面的分析,经过对比初步确定了使用钍-铀燃料构造长寿命堆芯的物理条件,并以此为起点构造出一个堆芯,计算给出了反应性空泡系数等安全参数.     

浅析在核安全设备质量鉴定过程中的热老化试验方法

为了在核安全设备质量鉴定过程中使热老化试验方法更加充分、合理,在研究热老化理论模型的基础上,本文对国际上几种常用的热老化试验方法进行了比较和分析,进而对国内核电厂设备热老化试验方法的选择提出了相应的建议。     

先进堆长寿命控制棒驱动机构热态寿命考验

为验证长寿命控制棒驱动机构能否满足设计要求,进行了驱动机构热态寿命考验.本文介绍了先进堆长寿命控制棒驱动机构热态寿命考验的过程和考验结果.考验期间,驱动机构累计步进数达851万步,机构性能良好、运行正常,落棒时间满足设计要求.考验结果表明,该控制棒驱动机构的设计和制造满足设计指标的要求.     

“华龙一号”核电站严酷环境用电缆研制难点问题解析

“华龙一号”核电站严酷的环境条件对电缆性能提出了很高的要求。为此,需要在该类电缆的科研工作中对电缆材料,结构和工艺等方面做出大量改进,并且需要进行一整套高难度的鉴定型式试验。本文重点阐述了研发该类电缆过程中碰到的难点问题和解决方法。包括该类电缆结构和材料的确定;验证该类电缆60年使用寿命的试验方案和计算方法;该类电缆为满足设计基准及严重事故环境要求而进行的高温高压试验和其后的浸没试验。文中详细介绍了使用试验数据通过阿伦纽斯公式和最小二乘法得到样品电缆材料的热寿命和活化能,并根据电缆材料的活化能数据得到成品电缆的热老化试验时间的计算方法。     

CF-8M铸造不锈钢主管道的热老化脆化行为研究

为了评价和预测铸造奥氏体不锈钢(CASS)材料服役期限内的热老化脆化程度，通过对美国的阿贡实验室(ANL)预测模型的研究和分析，以及在400℃下对核级CF-8M主管道材料实施了10 000 h的加速热老化试验，研究了CF-8M材料在不同热老化时间下拉伸性能、冲击性能和微观组织的变化规律，以冲击能作为表征热老化脆化程度的参数，获得了CF-8M材料的热老化脆化预测关系式，并与ANL模型的预测结果进行了对比和分析。结果表明，在加速热老化试验周期内随着热老化时间的增加，CF-8M材料的室温和高温(350℃)0.2%塑性延伸强度变化缓慢，抗拉强度缓慢增加；室温冲击能迅速下降，8 000 h以后冲击能下降趋势接近饱和状态；ANL模型对试验对象在加速老化试验周期内的冲击能预测结果不保守。CF-8M材料加速热老化10 000 h即等效服役30.49 a,其热老化脆化程度接近于热老化饱和状态。     

棒束及格架布置对燃料组件搅混特性影响的实验研究

以CPR1000核电机组使用的格架组装的5×5棒束燃料组件为对象,开展了多组全长棒束燃料组件搅混特性实验,重点分析了冷-热棒布置形式、格架布置形式等几何参数对燃料组件搅混特性的影响规律,实验结果表明,冷-热棒中心对称布置时的燃料组件热扩散系数更接近真值;跨间搅混格架对燃料组件总体热扩散系数有较小增强作用,但对于棒束压降的贡献很低。      

强脉冲离子束辐照混合陶瓷/NiCoCrAlY热障涂层研究

为提高高温合金的工作温度,一般在其表面涂覆由粘结过渡层和陶瓷隔热层构成的热障层.热障层的热稳定性决定了高温合金部件的寿命.为延长由部分稳定的ZrO2/NiCoCrAIY合金构成的热障层的服役寿命,采用强脉冲离子束对它们的界面进行辐照处理.本工作研究了不同参数的强脉冲离子束(IPIB)对不同厚度结构的靶的辐照混合效应,通过一系列分析测试研究,发现合适参数的IPIB辐照能够有效地在界面形成混合层,从而改善热障层在高温氧化环境中的高温耐久性.其中采用峰值能量300 keV,脉冲宽度65 ns,峰值流强密度250 A/cm2的IPIB单脉冲辐照后的样品获得最好效果.对其原因做了分析,认为在界面处形成特定元素分布的混合层在高温氧化条件下既能形成完整的保护层,又改善了层间晶格和热胀系数失配,减小了失配热应力,从而提高了热障层在高温氧化条件下的稳定性.     

核主泵主轴机械-热耦合疲劳分析

文章研究机械应力与热应力对核主泵主轴疲劳寿命的影响。机械应力分析表明,在正常工况下,单纯的机械荷载不会导致主轴出现疲劳裂纹。文章深入考察了主轴服役环境下的特殊载荷-热冲击导致的热应力。该主轴服役环境存在着一个十分明显的冷热水混合区域,由于该区域的存在使得主轴热应力发生较大程度的应力波动。研究热分析中关键的参数-对流换热系数的变化范围及规律,重点讨论了影响热应力的几个因素:对流换热系数、外界温度、热冲击时间。在温度场分析的基础上,得到了热应力的分布情况。热应力的波动是疲劳裂纹产生的最主要的原因。文章特别考察了对流换热系数对热应力的影响程度指出在一定范围内,减少对流换热系数可以有效地降低热应力从而提高主轴疲劳寿命。     

压水堆核电站冷却剂环境对核设备材料疲劳寿命的影响

介绍了压水堆核电站冷却剂环境影响疲劳寿命问题,包括环境影响疲劳寿命问题的背景和发展、影响一回路主设备材料疲劳寿命的主要因素和机理、环境影响疲劳寿命的主要评价方法和环境修正系数的使用,并对国内核电站环境影响疲劳寿命问题的解决提出了建议。     

辐射和热同时作用对膨润土物理化学性质和微观结构影响的初步研究北大核心CSCD

为了研究γ辐射和热同时作用对膨润土的影响,以高庙子改性钠基膨润土为研究对象,开展了90℃热作用下、不同剂量率和不同累积剂量的γ辐射老化试验。结果表明:γ辐射和90℃热同时作用引起了膨润土物理化学性质和微观结构的变化。在老化作用后,膨润土的吸水率、pH值、阳离子交换容量、层荷以及蒙脱石001晶面方向的微晶尺寸均减小,比参考样分别降低了(最大减幅)18.4%、7.8%、3.4%、2.9%和15.6%,且表现出剂量率效应;老化作用对膨润土的矿物成分及含量影响较小。在高放废物地质处置的工程屏障设计和安全评价中,应考虑膨润土性质变化的影响因素。     

基于威布尔过程的核电厂设备寿期管理决策

核电厂目前多通过对历史更换数据统计拟合获得设备寿命分布,以确定设备的平均寿命和可靠寿命,而忽视了故障维修和累积运行时间对设备寿命的影响。为解决该问题,根据核电厂设备现场运行特点,对威布尔过程的拟合方法及在现场数据处理中的应用进行分析,提出了基于威布尔过程将专家经验寿命处理为失效率指标的寿期决策方法,克服了原方法对现场数据包含信息使用不完全的缺点,并进行了实例计算。     

医用诊断X射线束半值层和同质系数的研究与测量

介绍了曲线拟合法测量医用诊断X射线半值层和同质系数的方法及相关计算,参照相关国际标准,研究设计了医用诊断X射线测量半值层实验,使用电离室PTW30013测量空气比释动能率,曲线拟合出过滤X射线的衰减曲线,计算出第一半值层HVL1st,第二半值层HVL2nd及同质系数h,通过附加过滤的调整建立了4个诊断X射线辐射束规范,并与IEC 61267报告中RQR系列辐射束规范进行了对比,半值层和同质系数偏差分别好于1.2％和2.2％,获得了与报告中推荐规范同质的辐射束,为诊断X射线基准辐射场绝对测量奠定了基础.     

含凹坑缺陷结构疲劳寿命的快速估算方法

基于Miner线性累积损伤理论,探讨了含凹坑缺陷结构使用系数与相应的无缺陷结构使用系数之间的计算关系。在S-N曲线数据拟合的基础上,推导了许用循环次数的比值计算式,并以核压力容器常用材料为例,给出了计算式待定常数的取值及适用范围。形成的疲劳寿命估算方法,为含凹坑缺陷结构的快速疲劳分析及评定提供了一种参考方法。     

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。     

复合绝缘子紫外辐射加速老化的试验方法

为了研究复合绝缘子高温硫化(HTV)硅橡胶紫外辐射老化特性,以我国高海拔(云南)地区日光中的紫外光和可见光能谱和辐射强度为依据,参照相关标准,设计并搭建了光谱成分和功率密度可调的紫外辐射老化试验箱,并对试验箱的辐射量与云南地区户外条件下的辐射量作了等价计算。进行了HTV硅橡胶紫外辐射(250-500 h)加速老化试验和户外自然老化试验。通过两种老化试验前后试样的扫描电镜(SEM)测试结果的一致性来评价紫外辐射加速老化试验方法的可行性。结果表明,紫外辐射加速老化和户外自然老化后试样表面均出现了平整度下降,孔洞和颗粒数增加,试样发生了老化。在有效辐射总量相当的条件下,两种老化试验条件下HTV硅橡胶老化程度相当。紫外辐射加速老化试验可再现性强,大大缩短了试验时间,操作简单,并为HTV硅橡胶紫外老化性能的研究提供了较好的平台,用于HTV硅橡胶加速老化试验研究是切实可行的。     

含内热源多孔介质的局部换热特性实验研究

建立了含内热源的多孔介质模型.该模型以水作为流动介质,流道内填满金属颗粒球,金属颗粒球呈正三角形排列.作为内热源的金属球内镶嵌电阻丝.在此模型的基础上,通过实验研究了流速、金属球壁面温度对含内热源多孔介质局部换热特性的影响规律.研究结果表明:压力对换热特性几乎没有影响;低热流密度下,表面热流密度对换热特性没有显著的影响;高热流密度时,换热系数随热流密度的增大而增加;冷却剂进口温度与换热系数成反比;球层区有入口效应存在,但是影响区域明显小于管内流体的流动区域;获得了幂指数形式的无量纲换热准则关联式,预测值与实验值误差在±10%以内.     

具有内表面裂纹高压厚壁圆管的疲劳寿命分析

从KI的基本表达式出发,利用Schmitt-Keim影响系数并考虑压力介质的影响,对两支具有初始裂纹的模拟管进行了局计算.计算KI达到KIC的裂纹深度,与实验一致.本文将Paris方程作为厚壁圆管内表面裂纹扩展速率模型并给出方程系数,计算结果与实验结果相吻合.在此基础上计算了实验模拟管的疲劳寿命,给出了压力.疲劳寿命关系曲线.不失一般性,给出具有内表面裂纹高压厚壁圆管的疲劳寿命保守计算.     

管道系统的功能性评定准则研究

管道系统的功能性是不同于管道系统压力边界完整性的一项要求,美国核管理委员会(NRC)提出了管道系统功能性的2种评定准则。为了探讨功能性评定准则的来源以及应用,通过研究经典文献中有关功能性评定准则的内容,阐述了2种评定准则的来历和依据,分析了2种功能性评定准则的特点,指出了使用功能性评定准则的注意事项。通过一个管道系统功能性评定的实例,提出2种功能性评定准则在不同的核电厂设计阶段的应用策略。对于新建的核电厂,尽量使用C级限值来保证管道系统的功能性,如果是已建造的核电厂,则可以用D级限值附加5个条件来保证管道系统的功能性。     

用加速器研制太阳能抗辐照玻璃

光学玻璃经辐照以后容易发黑,透光率大为下降。在宇宙空间,由于电子、质子的轰击及辐照等因素使硅太阳能电池保护罩玻璃发黑、输出功率下降,为此用加速器研制了能抗辐照的玻璃。其指标为:1MeV时通量为3.3×10~(15)e/cm~2;玻璃厚度为0.2-0.3mm;经照射后透光率大于90％。