ASME规范概率评价方法对细颗粒石墨的适用性研究

石墨由于其高中子散射截面和低中子吸收截面特性,被广泛应用于第四代高温气冷堆中作为慢化剂、反射层和堆芯结构,故保证其结构完整性对反应堆的安全运行非常重要。由于石墨材料强度分散,概率论方法评价其失效较常用的确定论评价方法更为合适。目前,美国ASME规范采用的概率方法主要针对NBG-18这种大颗粒石墨,对我国高温气冷堆核电站工程项目采用的细颗粒石墨IG-110的适用性未知。同时,我国成都碳素生产的高温堆备选石墨NG-CT-01颗粒大小与IG-110相似,也为细颗粒石墨。因此,文章研究ASME规范概率方法对细颗粒石墨的适用性,并通过实验数据加以验证。结果表明,对于细颗粒石墨,ASME规范过于保守,低估了材料的强度性能。     

针对细颗粒石墨的改进概率评价方法研究

石墨由于其高中子散射截面和低中子吸收截面特性被广泛应用于第4代高温气冷堆中。由于石墨材料强度分散,与常用的确定论评价方法相比,概率论方法评价其失效更为合适。本文通过有限元软件ABAQUS用户子程序开发了石墨构件失效概率分析模型,采用该模型研究了Hindley模型对细颗粒及国产石墨的适用性,在此基础上提出改进的失效概率计算模型,并通过试验数据加以验证。结果表明,Hindley模型过于保守,改进模型则很好地吻合了试验数据,其结果更为合理,为国产石墨在核反应堆中的应用提供参考依据。     

用基于微观结构的概率断裂模型预测核级石墨强度

石墨在工程中,特别是在高温气冷堆中得到大量应用。近年来发展了很多关于多晶石墨的断裂理论,普遍认为概率断裂力学和基于微观结构的断裂准则的结合是石墨断裂研究的最可取的方向。本文用一种断裂力学模型,即Ｂｕｒｃｈｅｌｌ模型对１０ＭＷ高温气冷堆石墨反射层材料ＩＧ１１进行了分析。结果表明,该模型预测的结果与实验数据吻合良好。     

IG-110石墨强度分布与失效概率研究

石墨作为一种脆性材料,其强度较为分散。相比较于确定论方法,概率论方法更适合于评价石墨材料的强度。在概率论方法中,失效概率采用的分布函数对结果准确性有较大影响。目前对于石墨材料的强度拟合大都采用威布尔分布,然而对于一些情况,如多轴应力、有残余应力等,威布尔分布并不一定适合。本文以IG-110拉伸、压缩、弯曲大量强度实验数据为基础,首先研究了正态、对数正态以及威布尔分布对实验数据的拟合度,随后采用3种分布计算失效概率,研究不同分布对失效概率方法的影响。     

Modified-ASME失效概率模型的验证与优化

Modified-ASME模型主要用于超细颗粒核石墨的失效评估,但是该模型目前尚未通过实验验证.本文先利用ABAQUS软件建立四点应力实验模型对Modified-ASME模型加以验证,再基于巴西圆盘实验和Weibull参数的修正对Modified-ASME模型进行优化.验证结果表明该模型的计算结果与实验的误差多在20％...     

核石墨抗氧化性能的研究

本文报道了核石墨在不同温度和介质流量下的氧化速率。实验结果表明,在介质流量一定时,核石墨的氧化速率随着温度升高而升高;而温度一定时,其氧化速率随着介质流量的增加而增加。在250℃、气体流量为370mL/min 时,苏-1型核石墨的氧化速率为5.2×10~(-4)g/g·h。     

核石墨耐辐照性能的评价方法

在高温气冷堆运行过程中,作为堆内构件的石墨经受高温和快中子的辐照,会经历先收缩后膨胀的宏观尺寸形变,并在膨胀至原始尺寸时到达使用寿命。在石墨尺寸形变的过程中,石墨内部气孔的结构和数目均有明显变化。当辐照剂量接近使用寿命时,石墨内部气孔数目明显增加,导致其力学性能急剧下降而退出服役。He⁺、C⁺、Xe⁺离子辐照实验表明,在200keV10¹⁴cm^-2Xe⁺离子辐照下,石墨气孔形貌变化明显。这一结果可作为石墨辐照性能的评价方法。     

基于SAXS方法的核石墨微孔结构的温度影响

X射线小角散射(Small Angle X-ray Scattering,SAXS)是研究纳米尺度微观结构的重要手段。本文利用同步辐射SAXS技术测量了25oC、100oC、200oC、300oC和400oC时,IG-110和NBG-18核石墨在纳米尺度范围内孔隙的数量分布及其分形特征的变化。实验结果表明,IG-110和NBG-18核石墨的微观结构中存在微小尺寸上的不均匀区域,且核石墨孔隙的固气结构具有明锐的界面。但随着温度的升高,固气界面的变化并没有呈现出明显的规律性。此外,在纳米尺度上,IG-110和NBG-18核石墨的孔隙数量随温度呈现增加的趋势,且IG-110核石墨孔隙数量的增加幅度大于NBG-18核石墨,其平均孔隙尺寸的减小幅度大于NBG-18核石墨。在核石墨的微孔结构内,其固气界面的分形维数随温度升高逐渐减小,且NBG-18核石墨分形维数的变化幅度小于IG-110核石墨。这表明核石墨的分形结构随温度的升高逐渐光滑。     

IG-11石墨材料断裂韧性数值模拟研究

通过使用基于内聚力模型（CZM）的扩展有限元方法（XFEM）对单边切口梁的三点弯曲试验进行数值模拟来研究核级石墨IG-11断裂韧性的尺寸效应,试验和分析中考虑了试样整体尺寸和厚度变化,并对数值分析中的材料断裂参数进行了敏感性研究。模拟所得断裂韧性范围为0.90～1.10 MPa•m^1/2,这与试验所测得的0.82～1.27 MPa•m^1/2接近。模拟结果表明,材料断裂功对数值分析的影响较小,而材料断裂时的抗拉强度对数值分析的影响较大;另外,核石墨的断裂韧性（K_IC）存在明显的尺寸效应,随模拟试样整体尺寸的增大,断裂韧性增大,最终趋于一定值。这与现有文献中的尺寸效应模型所得到的预测值以及试验结果吻合得较好。但试样厚度则对K_IC的变化无明显影响。     

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。     

基于数字图像相关方法的核石墨力学参数测量

开发了基于数字图像相关（DIC）方法的核石墨力学参数测量方法，给出了具体的数据处理方法和测量流程，并用IG-11型核石墨对该方法进行了验证试验，结果表明，DIC方法测得的杨氏模量和泊松比与电阻应变片法的测量结果具有很好的一致性，验证了DIC方法的可行性和准确性；通过DIC方法获取了完整的应力-应变曲线，证明了DIC方法在测量具有大变形特性的材料力学参数方面的优越性；此外，用DIC方法测量核石墨力学参数的试验具有操作简便且易于发现加载偏心等特点，为脆性材料的大样本试验及保证测试数据可靠性等方面提供了方便和保障。      

基于白光中子源的核石墨硼当量测量

核材料中热中子吸收截面高的杂质会引起堆芯反应性的变化,一般用硼当量表示这些杂质对热中子的吸收,硼当量是衡量核材料纯度的重要指标之一。热中子宏观吸收截面法是硼当量测量的方法之一,测量时采用同位素中子源则精度低,而白光中子源产生的中子强度高、方向性好,且可慢化为热谱,能有效提高硼当量测量精度。本文基于15 MeV电子加速器驱动的白光中子源开展核石墨硼当量测量的研究,利用蒙特卡罗模拟并优化实验方案,对实验数据进行检验与修正,建立核石墨硼当量测量定量分析方法。该方法能快速、准确检测核材料的硼当量,对反应堆的物理设计、安全性评估等具有重要意义。     

核石墨的氙离子辐照效应

采用氙离子辐照表面抛光的IG110核石墨样品,对辐照后核石墨样品的表面形貌和辐照损伤进行表征。结果表明,室温辐照导致石墨晶粒严重的各向异性肿胀。但肿胀并未导致晶间裂纹的产生,这被归因于核石墨的辐照蠕变机制。严重的肿胀导致核石墨大量孔隙收缩,说明在熔盐堆中辐照在一定剂量范围内不会促进熔盐对核石墨的浸渗。通过拉曼光谱的分析推断,G峰宽度随着辐照剂量的增加而单调增加,随着退火温度的增加又逐渐减小,因而是表征核石墨辐照损伤的很好的参数。     

仪器中子活化分析方法测定核纯级石墨中的杂质

石墨具有较小的中子吸收截面,被用来做为反应堆的慢化剂和反射层,对做为核材料石墨的纯度要求是很高的,它要求不含有中子吸收截面较高的杂质及经照射后能产生γ强放射性的杂质,如:稀土元素、硼、镉、钴、钪等等。用堆中子活化分析方法测定核纯级石墨中杂质含量可以不破坏样品,有较高的分析灵敏度。作者用仪器中子活化法分析了原子能研     

高温气冷堆石墨构件断裂性能数值研究

为探究球床模块式高温气冷堆（HTR-PM）石墨堆内构件抗断裂破坏特性,提供石墨堆内构件设计和完整性评估的依据,利用经实验验证的基于内聚力模型的扩展有限元方法（XFEM）对球床模块式高温气冷堆侧反射层石墨砖的燕尾键 键槽结构进行了断裂性能的模拟分析,并对石墨断裂参数及几何尺寸等参数进行了敏感性分析。模拟结果显示：该石墨砖燕尾键 键槽结构的最大失效载荷P_max为50.7 kN,且随圆角半径而增大;P_max对石墨材料抗拉强度敏感,圆角越大越敏感,对材料断裂功、杨氏模量敏感度较小,但随着结构圆角变小变得相对更敏感,对泊松比几乎不敏感。分析结果与文献预测及实验结论具有较好的一致性。本文研究能对其他类型反应堆（如熔盐堆和快堆）的石墨构件断裂性能分析评价提供参考。     

核级石墨断裂力学性能研究

为研究核级石墨(IG11)的断裂力学性能,对单边切口的石墨梁进行三点弯曲断裂试验,采用电子散斑干涉(ESPI)技术测量梁试件表面的场位移。试验结果表明,石墨的起裂荷载为680~838 N,峰值荷载为845~974 N;峰值荷载处,裂纹口张开位移为0.088~0.091 mm,裂纹尖端张开位移为0.016~0.018 mm,裂缝长度约为25 mm;参照混凝土双K模型及线弹性断裂力学,确定石墨的起裂断裂韧度为0.96~1.19MPa·m~(1/2),失稳断裂韧度为1.61~1.85 MPa·m~(1/2),弹性模量为10.22 GPa。不同加载步的包裹相位图表明,石墨断裂过程区接近正方形,在峰值荷载之前,边长不超过3 mm;峰值荷载之后,边长在5~8 mm范围内变化。     

核压力管道临界裂纹长度的概率计算方法

在先漏后爆（ＬＢＢ）应用于核应力管道缺陷评定的前提下，考虑核管道承受载荷、材料流变应力和缺陷尺寸等参数的不确定性以及可能的核管道潜在失效模式，建立了含穿透裂纹核大无畏管道爆破概率的计算方法，进而得到在一定爆破概率下的临界裂纹长度。     

经验贝叶斯方法在核电站概率安全评价中的应用

文章阐述在应用贝叶斯估计时选择共轭先验分布的指导思想。详细论述了当运行失效和需求失效的先验分布为Lognormal分布时，利用重点式转换原则，将Lognormal分布转换为Gamma分布和Beta分布的方法。该方法计算简便，易于工程应用。基于该方法，研究开发了适于核电站可靠性参数计算分析的软件。     

核级石墨微观孔隙有效扩散系数研究

有效扩散系数是描述石墨内部扩散传质的重要参数,传统经验公式中的单一平均孔径假设无法反映石墨内部复杂的孔隙孔径分布规律及其对扩散的影响,现有核级石墨的有效扩散系数计算公式与实验结果相差较大。考虑到受Knudsen扩散影响,并根据核级石墨微观孔隙孔径分布规律及扩散理论将孔径范围分为两类,从而对有效扩散系数计算公式进行了修正。采用压汞仪对IG110核级石墨未氧化及不同温度下等温氧化样品进行了孔径分析,采用本文修正公式计算了有效扩散系数并与实验测量结果进行了比较。同时对失重率、温度和压力对有效扩散系数的影响进行了讨论。结果发现,修正公式计算结果与核级石墨扩散系数的实验结果相符,提高了核级石墨有效扩散系数的计算精度。有效扩散系数随失重率的增加而升高,失重率低于20%时增长明显。有效扩散系数与温度呈0.528次方关系,与压力大致呈-0.33次方关系。     

仪器中子活化分析方法测定核纯级石墨中的杂质

一、序言石墨被广泛地用作核材料,如反应堆中的慢化剂和反射层等,这主要是由于它本身的中子吸收截面很小。因此,为确保好的中子平衡态,核纯级石墨中不应含有某些高中子反