ASME规范316H不锈钢高温蠕变本构方程解析与讨论

ASME 2021版规范提供了316H不锈钢的高温蠕变本构方程。基于正确使用本构方程进行高温设备应变和蠕变损伤评价的目的,本文解析了其各项的物理意义,分析了其关键参数对温度和应力的敏感性,对比了其预测值与ASME规范等时应力应变曲线数据。结果表明：该本构方程由快速瞬态、瞬态和稳态蠕变项来描述蠕变第一、第二阶段,其适用性受蠕变第三阶段起始时间和应力范围的限制,同时方程中快速瞬态蠕变速率常数存在勘误;方程在1 000℉(华氏温度)下所得应变较规范等时应力应变曲线更大,致使应变预测结果相对保守。因此,在满足ASME规范316H不锈钢高温蠕变本构方程适用性的前提下,可采用其评价高温设备在950、1 050、1 150℉下的结构完整性,而1 000℉下的相对保守。     

MCNP程序计数分段卡存在的问题及解决办法

当应用蒙特卡罗程序(MCNP)的计数分段卡(FS卡)配合其他计数卡进行分段计数时,可能给出错误的计数结果。通过比较FS卡对同一几何体的3种模型的分段计数结果发现,填充形式模型的燃料棒区域的计数结果不正确。其原因在于燃料棒栅元由栅元集合卡(Universe卡)和填充卡(Fill卡)填充得到,而分段计数时MCNP程序认为被填充的栅元仍位于Universe卡定义的几何体处。据此提出了在Universe卡定义的几何体处对被填充栅元进行分段计数的解决方法。对例题的径向中子注量率分布的计算表明,该方法能够解决FS卡对填充形式描述的几何体进行分段计数时出现的错误。     

月球基地核电源系统方案研究

月球基地的建立首先需解决能源供给问题,核电源系统具有功率大、寿命长、环境适应性强等优点,是月球基地及其他深空探测任务中理想的能源提供方案。本文分析了目前可用于月球基地的能源情况,有针对性地提出40 kWe月球基地核电源系统的设计理念,经初步优化设计,给出了该系统的流程和总体设计参数,并从物理、屏蔽、热工以及结构方面对系统进行了分析和论证。结果表明,该系统方案合理可行,能满足安全和寿期要求。     

空间核动力装置控制鼓系统试验样机热态性能试验

控制鼓系统是空间核动力装置上执行功率调节、紧急停堆的重要安全设备,其能否正常运行直接关系到核动力装置的安全性。为验证控制鼓系统能否满足设计要求,必须进行热态下的性能试验。本文采用1∶1全尺寸控制鼓系统试验样机,通过设计建立专用的热态性能试验装置,对试验样机寿期内全行程往复、电机切换和快速复位功能进行了试验验证和研究分析。试验过程显示,试验样机运行基本平稳,无异响和卡顿,快速复位时间满足设计指标,但传动链终端存在角度滞后、旋转过程位置重复精度低和小角度快速复位乏力等现象。该控制鼓系统试验样机机构设计基本满足机械运转功能,为下一阶段控制鼓系统结构的优化与定型奠定了基础。     

TOPAZ-Ⅱ反应堆~(135)Xe小反应性计算方法研究

TOPAZ-Ⅱ反应堆的中子通量密度很低,这使其在运行过程中引入的135Xe反应性很小,其数值难以采用现有的蒙特卡罗程序进行计算。本文考虑了中子价值对反应性的作用,采用MVP-BURN程序对TOPAZ-Ⅱ反应堆的135Xe小反应性进行了计算。该方法可为其他类似反应堆的小反应性计算提供参考。     

秦山三期乏燃料运输的临界安全分析

RY-IA型乏燃料运输容器是为运输101堆乏燃料设计的专用设备。使用该容器运输单个秦山三期乏燃料棒束,须进行临界安全分析。根据秦山三期破损乏燃料棒束运输的实际情况,本文对正常运输情况和假想事故情况分别进行了临界安全分析计算。假想事故情况包括整个装置掉入水中和掉入水中的同时吊篮损坏两种状态。临界计算表明,用RY-IA型容器运输单个秦山三期乏燃料棒束,无论正常还是事故情况下运输都能保证其核临界安全。秦山三期乏燃料运输的临界安全分析@孙征 @赵守智     

秦山三期乏燃料运输屏蔽计算分析

针对秦山三期的一组乏燃料组件在存放1.5或2a后,使用RY-IA型乏燃料运输容器运输的正常情况和事故情况,采用MCNP4C程序和DOT3.5程序对运输容器的屏蔽性能进行了计算分析。计算容器表面和离容器表面1m处的辐射水平,并对两个程序的计算结果进行了校验,结果符合较好。计算分析表明:     

火星表面环境对核反应堆屏蔽性能的影响分析

针对核反应堆电源在火星表面运行时对周边工作人员和系统设备产生辐照问题,提出人员和设备的剂量限值要求及计算条件,并结合火星表面环境情况,计算分析了火星土壤、大气等对核反应堆屏蔽性能的影响。计算结果表明,火星土壤对核反应堆可起到很好的屏蔽作用,火星大气对中子和γ射线具有一定的散射作用,影响核反应堆的屏蔽效果。核反应堆置于火星坑中时,火星表面大气的散射作用对外围剂量的影响较大。火星坑回填土壤密度的增加可减小核反应堆外围剂量。核反应堆置于1.5 m深的火星坑中,采用相对密度为0.9的土壤进行回填时,距离核反应堆100 m处的年剂量值以及斯特林发动机下表面的剂量值均可满足剂量限值要求。     

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。     

2 秦山三期乏燃料运输稳态热工分析

本文对秦山三期乏燃料运输中正常情况下的稳态热工进行了分析，分析中考虑乏燃料本身产生的衰变热和外界环境的影响，建立了相应的数学和物理计算模型，给出了计算结果，并对不同的影响因素进行了敏感性分析，考虑了乏燃料不同的储存时间、太阳暴晒以及外环境处于零下40℃的堡学情堡，对比分析表明分析结果是合理的、适用的和保守的，采用RY—IA型乏燃料输容器运输秦山三期乏燃料可以保证正常工况下的热工条件，满足放射性物质运输温度规定。