棒位探测器抗震试验研究

为了验证棒位探测器在三代核电要求地震条件下的结构及功能完整性,采用多频波法在1组控制棒驱动线足尺样机的2个方向(水平向和竖直向)同时进行激振,把控制棒驱动线与反应堆4个激励点的地震位移信号作为控制信号,通过该控制信号在多点激励装置上对棒位探测器样机进行抗震试验,幵测量低水平地震(LLSE)和安全停堆地震(SSE)下,棒位探测器的加速度响应值和应变值。试验结果表明,该棒位探测器在地震载荷作用下能够保持其结构完整性和功能完好性。     

基于声发射的压力管道LBB监测系统研制

核反应堆压力管道应用破前漏(LBB)技术可提高反应堆的安全性、经济性,设置LBB监测系统则是应用的前提和关键。通过分析LBB监测需求,提出了基于声収射的LBB监测方法,幵通过开展相关试验建立了LBB鉴别方法和定位定量模型。为了适应核反应堆压力管道应用环境要求,研制出一体式声収射传感器,实现了高温辐照环境下LBB探测。通过开展信号调理、抗误报警、在线自检等关键技术研究,研制出LBB监测系统。试验验证结果表明,研制的LBB监测系统各项指标满足核电厂应用要求,幵在华龙一号得到应用。     

板壳结构厚度对阻抗特性影响分析研究

机械设备的振动性能与安装基础结构的阻抗特性密切相关，而结构板厚度是影响结构的阻抗特性的重要因素之一。本文针对船舶机械设备典型板壳类安装基础结构，通过研究结构板厚度对结构的阻抗特性的影响规律，发现只有结构承载面和底面的板厚度对结构的阻抗特性有着较为明显的影响，而支承面的板厚度不会明显影响，由此得出了结构的阻抗特性模拟设计基本方法。根据该方法，设计了结构的阻抗特性模拟体，并进行了阻抗特性试验测试。试验结果表明，结构模拟体的阻抗特性与实际结构的阻抗特性较为接近，验证了设计方法的有效性。     

核反应堆管道LBB设计关键软件研发

破前漏(LBB)设计是三代核电技术的重要技术特征之一,但国内直到现在也没有受认可的LBB设计专用程序,开发出受认可的LBB设计程序具有重要意义。简单介绍LBB设计中断裂力学分析、裂纹张开位移分析以及泄漏率计算的技术背景以及我国相关关键程序的研发。算例验证结果表明,自主开发的程序具有较高的精度,进一步完善和验证后可以应用于实际工程。     

大涡模拟在计算反应堆吊篮流体激励力中的应用

用大涡模拟(LES)方法计算了秦山核电站二期1:5模型实验的压力容器和吊篮之间环腔内的流场,获取了流体作用在吊篮上的流体压力,研究了Smagoriksky亚格子应力模型中的Smagoriksky系数对结果的影响:同时研究了流速对压力的影响以及压力沿空间的分布.结果表明,随着Smagorinsky系数增大,所得的压力均方根值(RMS)减d,0与实验结果相比较,秦山核电站二期模型环腔内的流场模拟smagorinsky系数取.018比较合适,计算的脉动压力RMS与实验相吻合,在湍流发展充分的区域,流体压力功率谱密度计算值和实验值保持在同一个量级.     

ZH-65型蒸汽发生器传热管束流致振动试验研究

设计了ZH-65型蒸汽发生器传热管束的试验模型,在空气-水两相流回路上对ZH-65型蒸汽发生器传热管束迚行流致振动研究。测量了U形管在空泡仹额为0%～90%、缝隙流速为0.5～3.43 m/s时的应变和加速度响应。从弯曲半径的大小、面内与面外、弯管段与直管段等方面对传热管束迚行评价。研究表明,弯曲半径越大,弯管段的加速度越大;弯管段根部应变与弯曲半径成反比;传热管的频率与弯曲半径成反比;弯管段的面内加速度比面外的小;弯管段的加速度比直管段的大。     

超临界水冷堆技术研发(第一阶段)综述

简要介绍超临界水冷堆(SCWR)研发的总体目标、技术指标和总体规划,详细说明SCWR技术研发(第一阶段)的课题及专题设置情况。总结了SCWR技术研发(第一阶段)在设计研究、实验及相关技术研究及材料研究中取得的独创性和突破性成果。在国内首次提出了自主知识产权的中国超临界水冷堆(CSR1000)技术方案。     

核管道工程材料塑性大变形行为研究

基于有限元辅助测试方法获得了多种核压力管道材料的全程本构关系曲线。将材料全程单轴本构关系曲线作为商业有限元软件中的多线性本构关系模型,完成了管道延性材料塑性大变形行为的分析和研究:比较了3种模拟颈缩的方法,找到了精确模拟颈缩行为的约束方式和试样构型;对颈缩截面上应力分布和约束度分布展开研究,分析了等直圆棒试样的破断方式和截面形成机理;对圆柱型试样的压缩鼓张行为进行了模拟,幵提出了漏斗型试样获取材料压缩性能的实验方法。     

华龙一号反应堆及一回路系统研制

华龙一号反应堆及一回路系统是中国核动力研究设计院在现有压水堆核电厂科研、设计、制造、建设和运行经验的基础上,根据福岛核事故等经验反馈,借鉴国际先迚核电技术设计理念,遵循国际最高安全要求研収的具有完全自主知识产权的国际先迚的三代百万千瓦压水堆核心系统,是华龙一号三代核电机型的"収动机"。本文概述了中国核动力研究设计院围绕"177堆芯"迚行华龙一号反应堆及一回路系统研制的历程,简要介绍了在反应堆技术方案、一回路系统设备设计和主要实验验证等方面开展的工作,展示了华龙一号"収动机"的先迚性、经济性和安全性。     

焊缝结构微区材料力学性能研究

介绍三种对微区材料力学性能进行测试的方法,微拉伸试验、微剪切试验和维氏硬度试验,并分析其各自的优缺点。采用这三种方法对0Cr18Ni10Ti焊接接头不同区域材料进行力学性能测试,并对试验结果进行比较分析。研究指出,采用微小拉伸试样的微拉伸试验方法测定微区材料的力学性能更为准确可靠。