铀溶液临界装置抗震分析

铀溶液临界装置充装大量液体,抗震分析采用简捷有效的附加质量法处理液动压力的关键问题.容器高架夹套、质量分布上重下轻以及连接松脱的结构特点导致系统抗震能力较差.对此,通过对交叉加固和平板约束方案的对比分析,最终采用在装置上部增加约束的方法极大提高了系统抗震能力,使装置抗震性能满足了有关要求,并为设计提供了可行的结构优化方案.     

反应堆科学技术 铀溶液临界装置主容器热分析

为分析铀溶液临界装置主容器的热稳定性,并为综合应力评定提供数据,在设计结构、温度载荷和规范要求条件下,对2号和3号容器进行了热应力分析。由于二者结构基本相似,但3号容器的平底结构比2号容器的弧底结构更能产生较高的热应力,所以,仅对3号容器进行计算。     

铀溶液临界装置2号容器静力分析

为分析铀溶液临界装置2号容器是否具有承受静载荷的能力，并为综合应力评定提供数据，在设计输入的结构、载荷和规范要求的条件下，使用有限元分析软件ANSYS进行静力分析。     

铀溶液核临界安全实验装置

硝酸铀溶液液核临界安全实验装置专门用于研究乏燃料后处理中储存容器的核临界安全问题。为了得到我国自己的核临界安全实验数据，中国原子能科学研究院设计，建造了铀溶液核临界安全实验装置，实验装置的活性区硝酸铀酰溶液内可含中子吸收体或不含中子吸收体，活性区可有反射层或没有反射层，在以上四种条件下，可对不同硝酸铀酰溶液浓度进行临界试验研究，该实验装置具有多种安全保护措施，但运行方式简便，启动，停止容易，单次误操作不危及实验装置的特点，该装置还具有可视性定量，限量自动加料系统，高精度全程液位测量计以及采用多操作步骤才能完成‘一次注量’的控制方式等特点，安全分析认为该装置造成核临界事故的概率为10^-8。     

铀溶液核临界装置物理试验研究进展

对于使用液体燃料的溶液堆，其结构比较复杂，现有计算程序的计算精度有限。MCNP程序对各种几何结构虽均有较强的适应性，但对于该程序的使用，尤其是数据库的选取需要通过校算基准例题和临界试验进一步确认。通过零功率物理试验，也可以为溶液堆的设计与运行提供一定的参考数据。     

铀溶液临界实验装置温度效应计算研究

临界安全在反应堆物理中是一非常重要的课题，而溶液系统的临界安全是其中的一个方面。本工作以目前国内唯一的铀溶液临界实验装置为例，对其温度效应进行研究，计算了该装置的温度系数，为装置的下一步改造提供了一定的理论支持。     

铀溶液核临界安全实验装置首次物理启动

介绍了用于核临界安全问题研究的铀溶液实验装置,给出了在活性区全水反射层情况下首次物理启动时的核燃料装料步骤。用外推法、内插法、功率稳定法实验测定的硝酸铀酰溶液的临界体积为20479.62mL,从而给出235U的临界质量为1579.184g。最后给出控制棒价值的实验刻度等。     

铀溶液核临界安全实验装置控制保护系统

主要阐述了铀溶液核临界安全实验装置控制保护系统的设计思想、保障技术和系统原理。     

EAST超导托卡马克核聚变实验装置真空室窗口烘烤及热应力分析

超导托卡马克核聚变实验装置EAST的真空室窗口烘烤系统要求窗口温度达到150℃。为选取加热丝型号及确定其合理布局，采用ANSYS有限元分析软件进行热应力分析。分析结果显示，窗口大部分区域的温度分布及热应力分布较为均匀，并满足要求，按照ASME压力容器评定标准，均在安全系数内。同时，对温度梯度较大的区域提出可行性的附加方案，以降低可能出现的应力集中。     

热铀溶液中铀的化学分离—TOPO—甲苯萃取法

本文介绍了由反应堆卸料元件热铀溶液中,分离铀的一种化学方法。此方法中铀的回收率达99%。     

The Effects of Nonuniform Thermal Boundary Condition on Thermal Stress Calculation of Water-Cooled W/Cu Divertors

The thermal boundary condition has very important effects on the accuracy of thermal stress calculation of a water-cooled W/Cu divertor. In this paper, phase-change heat transfer was simulated based on the Euler homogeneous phase model, and local differences of liquid physical properties were considered under one-sided high heating conditions. The steady-state temperature field and thermal stress field under nonuniform thermal boundary conditions were obtained through numerical calculation. By comparison with the case of traditional uniform thermal boundary conditions, the results show that the distribution of thermal stress under nonuniform thermal boundary conditions exhibits tbe same trend as that under uniform thermal boundary conditions, but is larger in value. The maximum difference of maximum von Mises stress is up to 42% under the highest heating conditions. These results provide a valuable reference for the thermal stress caleulat.ion of water-cooled W/Cu divertors.     

Stress and Thermal Analysis of the In-Vessel RMP Coils in HL-2M

A set of in-vessel resonant magnetic perturbation(RMP) coils for MHD instability suppression is proposed for the design of a HL-2M tokamak.Each coil is to be fed with a current of up to 5 kA,operated in a frequency range from DC to about 1 kHz.Stainless steel(SS) jacketed mineral insulated cables are proposed for the conductor of the coils.In-vessel coils must withstand large electromagnetic(EM) and thermal loads.The support,insulation and vacuum sealing in a very limited space are crucial issues for engineering design.Hence finite element calculations are performed to verify the design,optimize the support by minimizing stress caused by EM forces on the coil conductors and work out the temperature rise occurring on the coil in diferent working conditions,the corresponding thermal stress caused by the thermal expansion of materials is evaluated to be allowable.The techniques to develop the in-vessel RMP coils,such as support,insulation and cooling,are discussed.     

超临界压力水冷包层方案第一壁的热与应力分析

针对超临界水冷包层中第一壁的运行工况,利用数值计算软件ANSYS中CFX和Workbench两个模块对第一壁结构中的固体域和流体域进行数值分析研究。对比矩形管道和圆形管道内传热及热应力分布发现,矩形管道四个角域强化了壁面流体和主流流体的动量和热量的交换,使传热性能优于圆形管道,而四个角域的存在也造成了该处的应力集中,使结构材料的最大应力明显高于圆形管道。进一步研究冷却剂流向和冷却管道几何结构参数对第一壁结构温度场和应力场的影响发现,在ITER运行工况下,冷却剂流向影响很小,增大冷却管道直径和减小冷却管道最小壁厚均能改善第一壁结构材料中的最高温度,而这两个几何结构参数对第一壁应力的影响较为复杂。     

Thermal Stress Analysis of High-Burnup LWR Fuel Pellet Pulse-Irradiated in Reactivity-Initiated Accident Conditions

For RIA-simulated experiments in the NSRR with high-burnup PWR fuel and BWR fuel, numerical analyses were performed to evaluate the temporal changes of profiles of temperature and thermal stress in pellet induced by pulse power, using the RANNS code. The pre-pulse states of rods were calculated using the fuel performance code FEMAXI-6 along the irradiation histories in commercial reactors and the results were fed to the RANNS analysis as initial conditions of the rod. One-dimensional FEM was applied to the mechanical analysis of the fuel rod, and the calculated cladding permanent strain was compared with the measured value to confirm the validity of the PCMI calculation. The calculated changes in the profiles of temperature and stress in the pellet during an early transient phase were compared with the measured data such as the internal gas pressure rise, cracks and grain structure in the post-test pellet, anddiscussed in terms of PCMI and grain separation. The analyses indicate that the pellet cracking appearances coincided with the calculated tensile stress state and that the compressive thermal stress suppresses the fission gas bubble expansion leading to grain separation.     

安全壳喷淋泵转子系统热冲击特性分析

为研究1 000 MW级核电站用安全壳喷淋泵的热冲击特性,对热冲击作用下泵内部流场进行了数值计算。热冲击工况下泵内径向力逐渐变大,波动更为剧烈;轴向力逐渐变小;径向力和轴向力的波动趋势与常温工况的一致。将内流场模拟得到的热载荷及压力载荷加载到结构体上,分析热冲击下转子系统过流部件的温度分布,并分析其热应力与机械应力分布规律。结果表明：热应力对结构的破坏占主要作用;最大的热应力集中在轮毂上,最大的机械应力在轮毂与叶片的交界处;叶片上热应力和机械应力分布均满足叶根至叶顶依次减小的规律。     

CRM铀微粒的FT-TIMS分析方法研究

在核保障环境取样分析中,对含铀单微粒进行元素和同位素分析是十分重要的。裂变径迹(FT)与热表面电离质谱(TIMS)联用是一种公认的微粒同位素分析技术路线。本文报道了一种改进的FT-TIMS分析方法,方法分为3步：将微粒分散到火棉胶、乙酸异戊酯混合溶液中,然后将溶液平铺在光滑、洁净的玻璃表面上,干燥后形成具有一定厚度的薄膜;将薄膜放入反应堆进行辐照,取出薄膜后将其蚀刻,通过显微镜寻找以及定位铀微粒并将含有铀微粒的部分薄膜分割出来;将分割出来的含有铀微粒的薄膜制样后,用TIMS进行同位素分析。结果表明,这种方法可实现铀微粒的准确定位,有效地解决了铀微粒定位误差问题;同时避免了在微粒转移过程中可能发生的微粒丢失情况;对于CRMU200微粒,²³⁵U/²³⁸U测量值与参考值偏差在2%以内。