韧性材料裂纹尖端钝化理论和仿真研究

核电厂压力管道多采用高韧性材料。在外载荷作用下,高韧性材料裂纹尖端应力高度集中并产生塑性变形,使得裂纹尖端附近应力应变重新分布,引起裂纹尖端的钝化。基于弹塑性材料本构关系,采用1/4奇异单元离散裂纹前沿,在位移载荷控制下,仿真分析紧凑拉伸(CT)试样的钝化过程。在不同的位移加载下,研究CT试样钝化过程中硬化区大小以及断裂参数的变化规律。     

非对称焊接接头断裂场及其复合因子参数

结合裂纹尖端位移场的分布规律,讨论了熔合线含裂纹焊接接头的模型复合因子Mp的计算途径以及焊接接头裂纹尖端位移(COD)断裂参量的分解情况.应用有限元方法分析了不同载荷作用下,熔合线含裂纹焊接接头Ⅰ Ⅱ模型复合裂纹的复合角φ值,并对数值解的结果进行了曲线拟合与线性回归,得到了模型复合型非对称应力应变场焊接接头复合角的工程计算途径.     

溶解氧和溶解氢对冷变形690 MA合金应力腐蚀开裂的影响规律

采用直流电压降（DCPD）裂纹长度在线测量技术研究了溶解氧（DO）和溶解氢（DH）对冷变形690 MA合金在360 ℃水环境中应力腐蚀（SCC）裂纹扩展速率（CGR）的影响规律,并结合高分辨微观表征技术观察了裂纹尖端形貌和腐蚀产物特征,解释了溶解气体对SCC的影响机理。结果表明,DH环境下的CGR约为DO环境下的2~4倍。TEM分析表明,冷变形690 MA合金在DH和DO环境中的裂纹尖端形貌相似,裂纹尖端前端均未发现显著的晶界氧化。DH环境下CGR与晶界孔洞密度有较好的对应关系,表明介质中的DH可促进裂纹尖端前端晶界碳化物附近孔洞的生成、降低晶界结合力,进而加速裂纹扩展。     

含裂纹Reissner板的有限元分析

提出了裂纹尖端区域有限元计算分析的一种新方法.首先用Reissner型板的裂纹尖端位移场计算奇异单元的刚度矩阵;其次完成奇异单元的广义位移向量对应的刚度矩阵向节点位移向量对应的刚度矩阵的转换,使奇异单元可以直接参与总刚度矩阵的组集;最后解除了裂纹尖端奇异单元的位移的相关性,得到独立的节点位移向量对应的总刚度矩阵.该方法直接引入Reissner型板裂纹尖端位移场,不仅减少了单元的划分,较好地模拟了裂纹尖端的奇异性,而且避免了在奇异单元和常规单元之间建立过渡单元,使裂纹尖端区域的计算在理论和计算上都得到了较大的简化.     

Inconel690(TT)合金裂纹尖端小范围屈服时的腐蚀疲劳裂纹扩展行为研究

对Inconel 690(TT)合金腐蚀疲劳裂纹尖端塑性区微观结构进行观察,并研究裂纹尖端塑性区及载荷比对模拟压水堆环境下的裂纹扩展行为的影响。裂纹尖端小范围屈服时,模拟压水堆环境对裂纹扩展速率有3倍左右的加速作用。。     

X-750合金裂纹扩展速率的测量及SO_4~(2-)离子对裂纹扩展速率的影响

利用直流电压降方法(DCPD)测量X-750合金在空气中的疲劳开裂速率和高温高压水环境中的应力腐蚀裂纹扩展速率。介绍利用紧凑拉伸(CT)试样测量裂纹扩展速率的方法。基于滑移-氧化膜破裂-氧化模型,分析裂纹尖端特殊水化学环境形成的原理和过程,探讨水中溶解氧和SO42-离子在该环境形成过程中所起的作用。     

含裂纹锆合金包壳管氢致多场耦合行为的数值模拟研究

考虑氢化物应力再取向,给出了锆合金包壳管氢致多场耦合行为的理论模型。建立了相应的多场耦合计算方法,编程获得了有限元程序。针对内压作用下的含轴向裂纹包壳管,建立了有限元模型,对其氢致多场耦合行为进行了计算分析。研究结果表明：对于含大量固溶氢原子的含裂纹包壳管,只有裂纹尖端区域析出较多的氢化物,这主要是由于此处存在很大的静水应力梯度和氢原子浓度梯度,并具有较低的氢原子固溶度;裂纹尖端析出的氢化物绝大部分沿包壳管径向,致使包壳管易于产生径向开裂,威胁其安全性;内压施加完成后,因氢化物析出膨胀,裂纹尖端区域的环向应力、径向应力、静水应力及其梯度均随时间而降低,导致氢化物析出逐渐减速。     

含表面裂纹板的概率断裂力学分析

压力容器等大型结构的安全性与初始裂纹的位置及尺寸、材料性能参数等不确定因素有关。概率断裂力学方法将不确定性参量作为随机变量处理,可较好地减小不确定因素对结构完整性评定的影响。本文对含表面半椭圆形裂纹平板进行了拉弯组合载荷作用下的概率断裂力学分析,估算了含表面半椭圆形裂纹平板在拉弯联合加载下裂纹尖端的应力强度因子及J积分值。失效准则考虑了基于线弹性的断裂韧性KIc准则及基于弹塑性的裂纹阻力JIc准则,将裂纹深度、材料性能等参数作为随机变量,采用Monte-Carlo方法计算了不同拉弯组合载荷作用下裂纹板的失效概率,对比分析了不同失效准则及不同拉弯组合系数下裂纹板的失效概率。     

V型凹口对液态熔盐堆用核石墨构件应力分析的影响

本文利用了一个根据球床模块堆(Pebble Bed Modular Reactor,PBMR)用核石墨材料辐照性能数据编写的用户自定义材料模型(User defined Material model,UMAT),按照美国橡树岭国家实验室(Oak Ridge National Laboratory,ORNL)的液态燃料熔盐试验堆(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE)用核石墨构件尺寸,为钍基熔盐堆(Thorium-based Molten Salt Reactor,TMSR)设计了一款方型核石墨构件。利用新编UMAT对该核石墨构件进行了初步的应力分析。分析结果表明,在没有预制裂纹的情况下辐照梯度越大核石墨构件中心区域最大主应力值越大,构件的断裂位置可能出现在构件中心位置处;对于有V型凹口预制裂纹的情况,应力集中部位均出现在预制裂纹尖端附近,这将可能导致裂纹尖端附近出现裂纹扩展,从而引起构件断裂失效。     

22NiMoCr3-7钢韧-脆转变区断裂韧度及断裂失效曲线

采用ABAQUS有限元分析软件对22NiMoCr3-7压力容器钢单边裂纹三点弯曲试件进行弹塑性数值计算.分析了在不同温度的解理断裂载荷水平下,韧-脆转变温度区标准裂纹和浅裂纹试件裂纹尖端区域的应力场.用J-A2双参数理论,评估标准裂纹和浅裂纹试件裂纹尖端的约束效应,计算了与主曲线参考温度T0相应的约束参数A2值.根据双参数断裂理论和RKR断裂准则,给出了22NiMoCr3-7压力容器钢在不同温度时与约束相关的断裂失效曲线.结果表明,断裂失效预测曲线与实验结果基本一致.     

EPR机组PTR水池液位计校验试验方法研究与应用

Aiming at the calibration test of the fuel pool cooling and purification system (PTR) liquid level gauge in EPR units, a test method based on the principle of the connector was proposed, and a special test device was designed. The results show that the new test method can shorten the construction period of the main line by 40 days, reduce the amount of desalination water by more than 3785 tons, and avoid the risk of running water caused by the filling of the whole pool. This method is with low cost, high efficiency, strong practicability and certain promotion value.     

Control system of HLS transport line and Linac focusing power supplies

The control system of transport line and Linac focusing power supplies of Hefei Light Source was built upon Experimental Physics and Industrial Control System.The hardware construction.Software design and performance test of the control system are described.     

EPR机组PTR水池液位计校验试验方法研究与应用

针对欧洲先进压水堆（EPR）机组的燃料水池冷却与净化系统（PTR）水池液位计校验试验问题，提出了一种基于联通器原理的试验方法，并设计了专用的试验装置。试验结果表明，新的试验方法可以少占用施工主线工期40 d；可以减少除盐水的使用量3785 t以上；可以避免全水池充水带来的跑水风险。该方法成本低、效率高、实用性强，在核电行业中具有一定的推广价值。      

10keV X射线空间辐照总剂量试验可行性研究

传统辐照总剂量试验的辐射源均采用^60Co,对环境危害较大。X射线作为辐射源具有安全、剂量率控制准确等优点,可进行硅片级的测试甚至在线测试,从而大大降低封装、测试、运输的成本。提高研发效率。从辐射机理和辐射对栅氧化层影响的角度深入地论证了用10keV X射线代替^60Co作为总剂量试验辐射源的可行性。     

Proposed modifications of ASTM E813-81 standard test method for JIc

This paper contains a critical examination of the present ASTM E813-81 J_Ic test standard and proposed modifications of this standard. It is suggested that a value J corresponding to a ductile tearing, $\text{Δa}{}^1$, of 0.2 mm be regarded as an engineering approximation of initiation fracture toughness. This amount of ductile tearing is obtained by intersecting the initial part of the J-Δa curve with an intercept line parallel to the blunting line. An improved blunting line has been derived by accounting for the material's strain hardening properties. Finally, the application of the modified J_Ic procedure will be demonstrated using several materials.     

从核设备设计提升核电安全性的基本思考

针对日本福岛核事故发生及演化,提出从核设备设计方面加强核电设计安全性的思考,重点阐述了从建立先进核电标准体系、采用先进设计分析方法、形成完整试验验证体系及合理考虑"超设计基准事件"和加强核安全文化建设等方面提升核安全的重要性,对从事核电设计人员给予启示。     

铷原子频标物理部分改进

本文对星载铷原子频标物理部分进行技术改进。改善磁控管微波腔的结构,使信噪比得到了提高;优化了物理部分光路系统,使光电探测信号强度提高了25%。此外,通过Ansoft HFSS仿真软件建立了微波腔的模型,对腔内场型分布和谐振频率进行了仿真,数字仿真和性能测试显示这种微波腔的谐振模式为TE₀₁₁模式,且拥有较大的质量因子。最后,对改进后的铷原子频标系统进行了初步测试,发现短期稳定度达到了6.0×10^-13τ^-1/2（τ为取样时间）。研究结果表明,改进后的物理部分满足铷原子频标的研制需求,适合应用于高性能的星载铷原子频标。     

核电建造管理信息系统MISNPC的创新与应用

本文重点介绍"核电建造管理信息系统(简称MISNPC)"的创新成果.此成果是在借鉴、消化、吸收国际核电建造先进经验,以及我国核电建造实践的基础上总结而成的结晶.它包括核电建造的管理标准、施工工艺标准、核电基础代码标准、核电建造控制标准,并能针对各类核电建造项目进行快速复制.运用这套成果,对保证我国核电站安全建设、安全运营和提高经济效益起到关键性的指导作用.     

安全壳卸压排放过程模化分析

针对大型非能动先进压水堆安全壳卸压排放过程中涉及的重要热工现象，采用系统性的关键现象识别及重要性分析方法，得到了大型非能动先进压水堆卸压排放过程中的现象过程识别与排序表（PIRT）。结果表明：排放管线及鼓泡器中对安全壳卸压排放过程影响程度较高的现象为临界和摩擦流、两相压降、几何尺寸及流动状态；乏燃料水池中对安全壳卸压排放过程影响程度较高的现象为冷凝、传热、几何尺寸、流体混合、不凝性气体及热分层。利用关键现象识别及重要性分析结果与现有缩放实验台架的搭建经验及研究结果，得到了安全壳卸压排放过程验证性试验装置搭建中应该遵循的相似准则，从而为安全壳卸压排放验证性试验装置的搭建提供设计基础和理论依据。     

High Sensitivity Measurement of Iodine-129/Iodine-127 Ratio by Accelerator Mass Spectrometry

An iodine beam line has been set up at the AMS facility of the Japan Atomic Energy Agency. This beam line has a high mass resolution magnet and a high energy resolution electrostatic analyzer to remove the interfering peaks. Reproducibility of 0.53% and precision of 1.1% attained after solving some problems and realigning the equipments again are better than those of the acceptance test. It was demonstrated that this beam line has excellent measurement linearity between 10^?10 and 10^?12 iodine isotopic ratio by testing standard samples which have a variety of iodine isotopic ratios. Its detection limit is substantially below 10^?13 iodine isotopic ratio. Evaluating these performance tests, it was found that this iodine line would be a potentially powerful tool not only for monitoring around a nuclear facility but also for geochemical studies such as dating and tracing in hydrogeologic and oceanographic research.