压应力对各向同性细颗粒石墨热膨胀系数的影响

采用应变电测法测定了IG-11石墨在不同压应力下的热膨胀系数,研究了压应力对石墨热膨胀系数的影响.不同压缩载荷下的实验结果表明,压应力增大了平行于加载方向的热膨胀系数,并减小了垂直于加载方向的热膨胀系数.同时,随着载荷的不断增加,热膨胀系数的绝对变化量不断增大.此外,卸载后残余应变的存在也对热膨胀系数产生了类似的影响.     

两裂纹在核管道中应力强度因子的相互影响研究

随着核电站的老化,核管道安全评估变得更为重要。以往核管道的损伤容限评定通常只考虑单一裂纹问题,或只局限于研究一个主裂纹的问题,或主要集中于考虑两个裂纹满足何条件时,二者方可合并为一个裂纹的问题,对多裂纹情况下应力强度因子变化规律的研究较粗糙。在理论与方法方面,多裂纹问题一直是断裂力学不够完善的部分。本文以核管道的内表面裂纹为对象,采用有限元法分析核管道两个裂纹情况下的应力强度因子,得到其随裂纹间距、裂纹长度、裂纹深度变化的规律。又两个裂纹的现象为多裂纹现象中最基本的情况,即本研究工作可为存在多裂纹的核管道的安全评估提供方法依据。     

核级石墨失重率对其氧化速率的影响

采用热重分析方法研究600⁷50℃温度范围内IG-110核级石墨在空气中的氧化行为,分析失重率对其氧化速率的影响。利用随机孔隙模型拟合了IG-110、H-451、NBG-18及NBG-10等4种核级石墨的结构参数,并确定了各自的失重率影响因子表达式。结果表明,随着氧化反应的进行,核级石墨的氧化速率随失重率的增大呈现先增大后减小的趋势,氧化速率的最大值出现在30%750℃温度范围内IG-110核级石墨在空气中的氧化行为,分析失重率对其氧化速率的影响。利用随机孔隙模型拟合了IG-110、H-451、NBG-18及NBG-10等4种核级石墨的结构参数,并确定了各自的失重率影响因子表达式。结果表明,随着氧化反应的进行,核级石墨的氧化速率随失重率的增大呈现先增大后减小的趋势,氧化速率的最大值出现在30%⁴0%失重率范围。使用随机孔隙率模型可以较好地模拟失重率对氧化速率的影响,其中石墨结构参数随核级石墨平均粒径的增加而减少。     

Biaxial Fatigue Strength of a Fine-Grained Isotropic Graphite for HTTR

Biaxial fatigue tests on an isotropic graphite IG-11 used in the HTTR were done in the stress regimes of tension-tension and compression-tension at room temperature to evaluate its fatigue strength at the biaxial state. Biaxial fatigue tests at 1,273K in a vacuum were also done in the latter stress regime. Applied stress levels in the longitudinal direction ranged from 75 to 90% of the mean static strength, and in the transverse direction, from 53 to 74% of the mean strength. It was indicated from the tests that (1) the difference in the fatigue strength between the uniaxial and biaxial was observed when the applied stress levels were smaller than about 90% of the mean strength, (2) the biaxial fatigue strength was found to be larger than that for the uniaxial if the biaxial applied stresses were normalized to the mean biaxial static strength, (3) the biaxial fatigue strength at 1,273K was equal to or larger than that at room temperature, (4) the evaluation of the integrity of graphite components in the HTTR, from the aspect of the biaxial fatigue, was believed to be conservative on the basis of the uniaxial fatigue strength and the biaxial static strength.     

焊接残余应力对316LN不锈钢应力腐蚀裂纹扩展速率的影响

核电站不锈钢管道焊接过程中引入的残余应力对焊接接头的应力腐蚀开裂性能有较大影响。本文针对一AP1000主管道316LN不锈钢焊接模拟件进行残余应力分析和应力腐蚀裂纹扩展速率测量,得到了焊后原始状态和去应力热处理状态的焊接热影响区材料在高温高压水中的应力腐蚀裂纹扩展速率。实验结果表明,焊接残余应力明显提高了热影响区的应力腐蚀裂纹扩展速率,且在含氢的压水堆一回路正常水化学下焊接残余应力的影响更加显著。     

孔隙率对核级石墨氧化的影响

核级石墨在高温气冷堆中作为结构材料、慢化材料和反射层材料等被广泛应用,其氧化性能对高温气冷堆在进水或进气事故下材料的腐蚀行为有重要影响。初始孔隙率分布及孔隙率在氧化过程中的变化均对石墨氧化造成影响。本文以核级石墨IG-110、H-451、NBG-18和A3-3为例,以直径为6 cm的石墨球为研究对象,在一维瞬态氧化模型的基础上,分析了初始孔隙率分别服从均匀分布、正态分布和对数正态分布时对石墨氧化的影响。从模型简化和高温气冷堆安全分析角度保守考虑,建立石墨氧化模型时,核级石墨初始孔隙率可取均匀分布,此时石墨的整体失重率最大。     

核级石墨辐照变形对辐照应力和寿命的影响

石墨是高温气冷堆的堆芯关键结构材料,其机械性能,尤其是辐照后特性,对反应堆的运行安全至关重要.不同牌号的石墨在制备工艺上有较大差异,导致内部微观结构的不同,从而影响石墨的辐照变形.本工作通过对高温气冷堆堆芯侧反射层石墨砖的辐照行为进行数值仿真,分析不同石墨材料的辐照变形对石墨结构的辐照应力和辐照寿命的影响.结果表明,石墨结构的辐照应力和辐照寿命对石墨材料的辐照变形高度敏感.相关结论将为高温气冷堆堆芯石墨砖的结构设计提供重要的数值依据.     

核级石墨氧化腐蚀模型研究

高温气冷堆内应用到大量核级石墨材料,对其长期氧化腐蚀行为进行研究至关重要。文章建立了综合考虑石墨内部孔隙率变化及失重率影响的石墨氧化模型,对气体在石墨内部的瞬时氧化腐蚀情况进行了模拟计算。提出氧化深度的概念,研究发现反应温度越高,反应气体在石墨内部的氧化深度越小;并与实验结果及其他模型的计算结果进行了对比,验证了模型的有效性。     

核石墨氧化后微观结构观测与分析

针对高温气冷堆中石墨材料在可能出现的事故中的氧化问题,开展了不同氧化程度下IG-11石墨的表面二维电镜扫描观测和三维CT扫描观测实验,分析了石墨氧化后的表面形态特征和内部微结构分布特点。通过试样氧化前后表面灰度概率分布图可知,石墨氧化后由于内部大孔隙的出现,灰度概率分布图由单峰变为双峰。通过分析灰度平均值以及试样分层密度随深度的变化可知,氧化主要发生在距离石墨试样表面1 mm的区域内;当氧化失重率较小时,在浅层区域损失的质量所占比重相对更大,而氧化程度较高后反应形成的开孔孔隙网络才逐步深入材料内部。     

氢对Ti-2Al-2.5Zr钛合金疲劳裂纹扩展速率的影响

对3种含氢量的Ti-2Al-2.5Zr钛合金的室温疲劳裂纹扩展速率进行了实验测定，并对断裂以后的试样进行了断口观察。实验结果表明：含氢Ti-2Al-2．5Zr的稳态裂纹扩展符合Paris幂律关系；氢对裂纹稳态扩展阶段的疲劳裂纹扩展速率(da／dN)基本没有影响，但对失稳快速扩展行为影响较大；氢含量越高，开始发生疲劳裂纹失稳快速扩展的应力强度因子范围越低；高含氢量的试样在应力强度因子范围(△K)高时发生氢化物的择向开裂，降低了材料的断裂韧性，导致裂纹失稳快速扩展所需的△K比低氢含量所需的△K小。     

Stress Intensity Factor at the Tip of Cladding Incipient Crack in RIA-Simulating Experiments for High-Burnup PWR Fuels

RIA-simulating experiments for high-burnup PWR fuels have been performed in the NSRR, and the stress intensity factor K _I at the tip of cladding incipient crack has been evaluated in order to investigate its validity as a PCMI failure threshold under RIA conditions. An incipient crack depth was determined by observation of metallographs. The maximum hydride-rim thickness in the cladding of the test fuel rod was regarded as the incipient crack depth in each test case. Hoop stress in the cladding periphery during the pulse power transient was calculated by the RANNS code. K _I was calculated based on crack depth and hoop stress. According to the RANNS calculation, PCMI failure cases can be divided into two groups: failure in the elastic phase and failure in the plastic phase. In the former case, elastic deformation was predominant around the incipient crack at failure time. K _I is available onlyin this case. In the latter, plastic deformation was predominant around the incipient crack at failure time. Failure in the elastic phase never occurred when K _I was less than 17 MPam1^/2. For failure in the plastic phase, the plastic hoop strain of the cladding periphery at failure time clearly showed a tendency to decrease with incipient crack depth. The combination of K _I, for failure in theelastic phase, and plastic hoop strain at failure, for failure in the plastic phase, can be an effective index of PCMI failure under RIA conditions.     

新锆合金碘致应力腐蚀性能研究

研究了再结晶状态的相同成分，不同织构取向的两块新锆合金板材在不同的实验条件下的抗碘致应力腐蚀性能。用直流电位降法动态监测裂纹的长度并对试样进行了织构的测定、第二相的观察和断口分析结果表明，在实验条件下，N18-2(L-T)抗碘致应力腐蚀的能力优于N18-1(T—L)断口形貌表明，在应力腐蚀裂纹的初始扩展阶段，断口沿晶开裂；在裂纹的稳态扩展阶段，以穿晶准解理扩展为主。     

高温气冷堆核级石墨相关问题研究

本文通过对石墨在高温气冷堆中的运行环境进行了分析,研究了在石墨堆内构件设计中的关键问题和在高温气冷堆单个模块及其未来发展中核级石墨的需求。从原料、成型及中子辐照等角度分析了核级石墨国产化研究方向。根据核级石墨目前的研发形势,进行了风险问题分析。     

转子悬臂比对核主泵水力振动的影响

为研究转子悬臂比对核主泵水力振动的影响规律,针对CAP1400核主泵,在其他几何参数均给定的条件下,通过改变泵轴的悬臂比,设计了25个模型方案。应用多重参考系下的雷诺时均N-S方程和RNG k-ε湍流模型对核主泵流体域进行了计算,采用单向流固耦合方法,分析了核主泵叶轮叶片的应力、应变在不同悬臂比、不同工况下的变化规律,并在有预应力和无预应力情况下,对不同悬臂比的核主泵进行了转子动力学特性研究。结果表明：当泵轴伸出端长度一定时,核主泵叶轮叶片的应力、应变及转子系统的前6阶固有频率与悬臂比的相关性不强,但对工况变化的敏感度较高;相同工况下,核主泵叶轮叶片的最大变形量随悬臂长度而增大,但不随悬臂比而变化,最大应力不随悬臂长度及悬臂比而变化;流固耦合作用能降低转子系统的固有频率,且降低幅度随阶数的增加而减小。     

高温水中氯离子对316L不锈钢应力腐蚀裂纹扩展速率的影响

本文采用直流电压降(DCPD)方法,使用恒K(K=27.5 MPa·m1/2)加载方式,在核电厂高温高压水环境中研究了氯离子对316L不锈钢的应力腐蚀裂纹扩展速率的影响。实验结果表明:在高温除氧水中,氯离子会加快316L不锈钢的应力腐蚀裂纹扩展速率,且当水中存在溶解氧时,氯离子对应力腐蚀裂纹扩展速率的影响更明显。     

注锌对316不锈钢应力腐蚀裂纹扩展速率的影响

通过使用直流电压降法测量316不锈钢在高温水中的应力腐蚀速率,研究了10、20、40μg/kg乙酸锌对316不锈钢应力腐蚀的影响。实验结果显示,回路内注入10μg/kg乙酸锌时316不锈钢的裂纹扩展速率比加氢时的裂纹扩展速率低5倍,而加入20、40μg/kg乙酸锌后316的裂纹扩展速率上升。     

石墨涂层对铀抗蚀性能的影响研究

为了提高铀的抗氧化腐蚀能力,利用石墨的粘附特性,在铀表面涂覆一层石墨,并进行真空热处理,在100℃条件下对热处理后的样品进行氧化腐蚀试验。结果表明,在测量腐蚀增重时间内,无论是初始氧化腐蚀还是长时间氧化腐蚀,经过真空热处理后的石墨层均能够起到对铀表面的保护作用。对不同热处理工艺参数对抗腐蚀性的影响进行了探讨,认为涂覆石墨层的铀表面经真空热处理后,表面膜层所发生的变化是提高铀表面抗腐蚀性的主要原因。     

直流电压降法测量核电结构材料在空气中的疲劳裂纹扩展速率

介绍了直流电压降（DCPD）方法测量材料裂纹扩展的原理,并采用DCPD方法测量了反应堆典型结构材料在空气中的疲劳裂纹扩展速率（CGR）,分析了载荷、频率和载荷比（R＝K_max/K_min, K为应力强度因子）对疲劳裂纹扩展速率的影响。实验结果表明,材料的硬度与疲劳裂纹扩展速率有密切关系,即材料硬度越高,裂纹扩展速率越高。     

用密度泛函理论研究氚在高温气冷堆核级石墨的吸附与解吸附行为

为研究氚在高温气冷堆核级石墨上的吸附和解吸附行为,本文利用密度泛函理论,采用氢原子代替氚原子的办法,通过理论计算得到了氚在高温气冷堆核级石墨上的结合能,通过模型分析得到了氚在高温气冷堆核级石墨上的吸附、解吸附机理与相应的份额,并得到HTR-10在20年寿期末各部分氚的累积量及事故工况下氚释放量的估计值。本文结果为研究估算高温气冷堆氚释放的机理提供了一条新思路。     

反应堆压力容器接管嘴内隅角应力强度因子计算研究

本文针对反应堆压力容器接管嘴内隅角,采用含真实裂纹的三维有限元法对温度与压力作用下应力强度因子的计算进行了研究。以某工程压力容器接管嘴内隅角为例,用含真实裂纹的三维有限元法和目前使用的简化工程算法对压力与热载荷作用下的接管嘴内隅角应力强度因子进行了计算,并对两种方法的计算结果进行对比分析。结果表明:当简化工程算法得到的应力强度因子接近规范限值时,应对热载荷引起的应力强度因子进行详细有限元计算,以规避简化工程算法的不保守性给压力容器带来的快速断裂风险。