文章-世纪中文出版社

桑广义《中国设备》 2018年5期

摘要:

以某电厂反应堆压力容器螺栓咬死事件为例,介绍螺栓钻削技术在压力容器螺栓咬死故障处理中的工艺方法,为咬死螺栓提供了一种安全、稳妥的取出办法。

杨振飞1 史鹏1 敖冰云2 《新材料》 2020年9期

摘要:

锆合金因具有强的耐腐蚀能力、低的热中子吸收截面等特点而被广泛应用于核反应堆中。经过六十多年的发展，锆合金已由第一代锆-1合金发展至第二代锆-2、锆-4合金以及第三代的N36、ZIRLO、M05等。氢化物析出是造成核级锆合金力学性能变差的主要原因，氢主要来自于金属锆和水发生的腐蚀反应，它通过扩散运动进入金属基体，并滞留在基体中。锆合金中氢化物的种类及性质一直以来备受研究者们的关注。目前发现的氢化物有四种，但由于ζ-ZrH0.5（bct）、γ-ZrH （fct）两种氢化物为亚稳态，且ζ相氢化物存在时间极短，现阶段的实验设备或实验方法无法在如此短的时间尺度上对其进行观察，因此大量关于氢化物的研究均集中于δ-ZrH1.4-1.7（fcc）、ε-ZrH2（fct）这两种稳定相上。锆合金包壳或结构件的工作环境均为高温，高温下基体中的滞留氢将发生脱附。在停堆及其他条件下吸收的氢超过极限固溶度后将以氢化物的形式析出，造成晶格畸变，而在高温时氢脱附使晶格畸变消失。此循环过程中，材料内部将逐渐累积大量微缺陷，加速材料老化。大量研究者均采用纯ZrH2粉末样品研究氢的脱附行为，但实际服役的锆合金中还含有大量合金元素，合金元素的存在会影响氢的滞留状态以及脱附行为。因此以纯ZrH2粉末样品中氢脱附温度的实验数据作为依据来判断锆合金的适用条件并不严谨，需研究不同种类锆合金中不同氢化物的脱附温度。热脱附谱（TDS）技术是研究金属及合金中滞留氢及其同位素的有效方式之一，但采用TDS设备测定锆合金中氢的脱附行为存在一定的局限性。此外，锆合金表面普遍存在一层氧化层，其会影响氢的脱附行为，在脱附过程中当氢扩散至氧化层时，氧化层中的氧将捕获部分氢原子形成氢氧键，使脱附量减少，同时滞后氢的脱附，使脱附温度升高。因此，实验数据上的脱附温度升高并不意味着基体内的氢化物实际脱附温度升高，只是氢向外扩散的过程受到了氧化层的阻挡，使脱附谱向高温方向移动。本文总结了氢化锆脱附行为的研究进展，分别对氢化物的结构、氢的来源、氢滞留量、TDS设备局限性以及氢化物脱附行为进行了介绍，指出了当前研究的不足之处，并展望了未来研究的方向。

Cu析出物对α-Fe辐照硬化贡献机理研究下载：87 浏览：480

豆艳坤贺新福贾丽霞王东杰吴石杨文《新材料》 2018年5期

摘要:

采用分子动力学方法对α-Fe基中不同尺寸(直径0.5—2.5nm)共格Cu析出物和刃型位错12(111){110}的相互作用进行了研究，并深入探讨了不同温度(100—600K)和不同作用位置对析出物和位错相互作用的影响规律。结果表明，随着析出物尺寸的增加，位错受到的阻碍作用随之增大。该现象源于析出物尺寸增加导致位错通过时切割面积增大。同时温度的升高，降低了析出物对位错的阻碍作用，经对比发现1.0nm、1.5nm和2.0nm Cu析出物的临界剪切应力从100K升温至600K时平均降低了0.049Gb/L，而在100K、200K、300K、450K和600K环境下Cu析出物尺寸从1.0nm增至2.0nm时，临界剪切应力平均升高0.096Gb/L，说明析出物尺寸对位错运动阻碍作用的影响大于温度。位错在不同位置通过析出物时，发现从析出物中心通过时受到的阻碍作用最大，且当位错滑移面离析出物中心相等垂直距离时，位错从析出物上半部分通过时受到的阻碍作用均大于下半部分。这可能是由于位错滑移面下方的拉应力场和Cu析出物的压应力场相互作用贡献较大，导致位错运动受到了较大的阻碍作用。

浮动核电厂反应堆供电系统分析下载：27 浏览：420

陈强郭翔朱成华《核工业与技术》 2020年12期

摘要:

浮动核电厂的安全性与反应堆供电系统的优劣紧密相连，为提高浮动核电厂的安全系数，需对反应堆供电系统进行分析。本文结合反应堆供电系统设计的要点，分析浮动核电厂反应堆供电系统的配置，对比了2种方案下的辅助电力系统和核应急电力系统。结果表明，优化后的方案2在可靠性和安全性方面都较方案1更优，且方案2也更为经济。本文提出的优化方案可为后续核动力船舶反应堆供电系统的设计提供参考和借鉴。

锆合金氧化膜弹性模量的测定下载：38 浏览：244

张君松1 龙冲生1 肖红星1 廖京京1，2 韦天国1 《核工业与技术》 2020年11期

摘要:

氧化膜的内应力对锆合金的腐蚀行为有重要影响，弹性模量是计算分析氧化膜内应力的关键物性参数。由于测试困难，锆合金氧化膜的弹性模量通常根据块体材料的数据进行估计。本文利用纳米压痕法测试分析了多种条件下锆合金氧化膜的弹性模量和硬度，研究发现其表面和截面的弹性模量与硬度数值存在差异。与纯水相比，在含锂水介质中腐蚀，锆合金氧化膜的弹性模量及硬度偏小。

过冷度对窄缝通道内单蒸汽泡运动特性影响的实验研究下载：33 浏览：338

张利琴黄彦平昝元锋王俊峰《核工业与技术》 2020年11期

摘要:

对窄缝通道内过冷条件下单蒸汽泡运动特性进行了实验研究，分析了过冷度对单蒸汽泡运动特性的影响。实验结果表明，过冷条件下，单蒸汽泡在上升过程中，其尺寸不断减小，形状也不断改变；单蒸汽泡界面存在冷凝现象，过冷度越大，直径减小越快，同一直径蒸汽泡的纵横比在一个范围内波动；过冷条件下，单蒸汽泡的z向速度和x向速度都随着直径的增大先增加后减小，均在直径约10 mm时具有最大值；单蒸汽泡z向速度则随着过冷度的增大而增大，而x向速度在零上下波动，随过冷度增大略有增大。过冷度会影响窄缝通道内单蒸汽泡的行为特性，并进一步影响流型形成与演变。

小型模块化反应堆冷却剂平均温度的预测控制方法下载：55 浏览：306

潘瑾宜1 杨婷1，2 钱虹1，2 《核工业与技术》 2020年10期

摘要:

小堆的应用相对大型压水堆更具有灵活性，需要考虑在并网和孤岛运行下的负荷变动需求，然而棒速控制下的冷却剂平均温度被控系统是非自衡系统，且具有较强的刚性、开环不稳定性以及复杂的非线性。本文设计了一种改进型动态矩阵控制器(DMC)。该控制器拓宽了传统预测控制的适用范围，克服了该算法的适用局限性。通过与程序单元控制以及比例积分(PI)控制进行对比，验证了改进型DMC预测控制下的冷却剂平均温度系统稳态误差更小，响应速度更快，具有更好的跟踪性能。

泳池式反应堆自启停控制技术研究下载：47 浏览：483

刘纯1 张才科1 谢成龙1 聂文1 张亚东2 《核工业与技术》 2020年10期

摘要:

反应堆实现自动启停，可以有效减轻运行人员工作强度，减少误操作，提高反应堆启动运行的安全可靠性。本文基于对典型泳池式反应堆的工艺特点以及启动操作的分析，对泳池式反应堆自启停系统的控制范围、层次结构、断点、典型控制逻辑进行研究，并搭建泳池式反应堆自启停的仿真测试系统。该自启停系统能够实现泳池式反应堆的自动启停，启停过程无人工操作，降低人员误操作可能性。

堆芯跌落事故下水力缓冲性能分析研究下载：69 浏览：358

方健1 段远刚1 冉小兵1 马若群2 《核工业与技术》 2020年9期

摘要:

对采用"水力缓冲+机械缓冲"技术的反应堆堆内构件二次支承结构缓冲性能进行分析，研究假想堆芯跌落事故(吊篮断裂)下反应堆堆内构件二次支承结构对吊篮组件的水力缓冲作用机理。基于Fluent动网格技术对吊篮组件跌落过程进行数值模拟，分析不同竖直间隙、冷却剂温度及初始流速下吊篮组件跌落过程的运动规律；基于LS-DYNA非线性动力分析程序分析跌落末端的冲击过程，研究二次支承结构水力缓冲作用效果。分析显示，堆芯跌落事故下，水力缓冲可以吸收缓解大部分跌落冲击能量，与传统缓冲结构相比，缓冲效果更佳，确保了反应堆压力容器(RPV)的结构完整性和堆芯稳定性。

电气机柜的地震概率易损度分析下载：19 浏览：309

黄茜蔡逢春黄旋沈平川刘建陈果《核工业与技术》 2020年6期

摘要:

为开展电气机柜的地震概率安全分析(PSA)，利用抗震能力与条件失效概率之间的关系和抗震鉴定试验数据，通过地震易损度的对数正态分布特性开展了电气机柜的概率易损度评价，得到某电气机柜的抗震能力中值为0.75g、随机性对数标准差为0.21、不确定性对数标准差为0.50及高置信度低失效概率(HCLPF)值为0.23g。该评价方法对电气设备的地震易损度分析具有借鉴作用。

浮动核电站系统典型用泵动力吸振器的设计下载：72 浏览：250

刘佳刘立志蔡龙奇陈纠黄伟王禹《核工业与技术》 2020年5期

摘要:

浮动核电站系统典型用泵(典型泵)在系统运行期间振动线谱突出，加大了整个系统的振动水平。本文以典型泵在49 Hz处的振动特征线谱为控制对象，开展动力吸振器的设计研究。结合系统运行环境、吸振器吸振原理、安装方式等多方面因素，初步提出吸振器设计参数，并探讨吸振器几何参数、质量、阻尼对吸振频率的影响；建立典型泵的动力吸振器有限元模型，验证动力吸振器的吸振效果，并分析吸振器质量、阻尼、安装个数对吸振性能的影响。结果表明:动力吸振器满足在8～400Hz的频率范围内可调，加装动力吸振器后典型泵在49 Hz处的振动线谱控制效果可达到7.3 dB。

安全级DCS仿真验证平台技术方案研究下载：78 浏览：441

武有光刘明明张子鹏李倩《核工业与技术》 2020年5期

摘要:

为确保安全级集散控制系统(DCS)的正确性、稳定性及可靠性，需在安全级DCS的方案设计阶段、测试阶段以及投入使用之前进行相关验证，以防止出现严重设计问题。本文提出了一种用于仿真和验证安全级DCS的平台技术方案，通过此方案可以实现对安全级DCS多维度、高逼真的闭环验证，确保了安全级DCS内部逻辑以及与外部系统连接的正确性。

用修正淬透性系数法对反应堆压力容器锻件RTNDT数值的预估下载：36 浏览：463

马蒙《核工业与技术》 2020年4期

摘要:

分析反应堆压力容器(RPV)锻件制造过程中关键化学元素含量及基准无塑性转变温度(RTNDT)数值，通过引入修正淬透性系数，建立了反映RTNDT变化规律的修正淬透性系数函数表达式，并给出了实例验证，结果表明，通过本文建立的修正淬透性系数函数式可以比较精确地预估RPV锻件的RTNDT值。

用修正淬透性系数法对反应堆压力容器锻件RTNDT数值的预估下载：70 浏览：358

马蒙《核工业与技术》 2020年3期

摘要:

分析反应堆压力容器(RPV)锻件制造过程中关键化学元素含量及基准无塑性转变温度(RTNDT)数值，通过引入修正淬透性系数，建立了反映RTNDT变化规律的修正淬透性系数函数表达式，并给出了实例验证，结果表明，通过本文建立的修正淬透性系数函数式可以比较精确地预估RPV锻件的RTNDT值。

基于数值微分核脉冲信号数字处理方法下载：26 浏览：413

包超高志宇罗庭芳孙琦喻恒《核工业与技术》 2020年2期

摘要:

核反应堆核测量系统测量探测器输出的核脉冲信号，该信号后沿拖尾很长，在计数率较高时容易产生信号堆积和基线漂移等问题，导致源区计数率测量上限仅能达到10～5 Hz左右。文中基于数值微分方法，采用数字处理技术，在时域上分析了核脉冲信号经过前置放大、信号成形、低通滤波和脉冲甄别后的输出，并利用探测器实测信号进行了仿真。仿真结果表明，基于数值微分的数字处理方法可以实现相邻0.4μs脉冲信号的识别和测量，将源区测量计数率上限提升到2×10～6 Hz以上。

基于非支配排序遗传算法的辐射屏蔽多目标优化方法研究下载：45 浏览：382

曹奇锋1，2 张震宇1，2 陈珍平1，2 马辉强1，2 于涛1，2 《核工业与技术》 2020年1期

摘要:

为提高反应堆辐射屏蔽结构设计效率与设计性能，减少传统辐射屏蔽设计方法的主观经验影响。本文基于非支配排序遗传算法对反应堆屏蔽结构开展多目标优化方法研究，并开发了反应堆辐射屏蔽多目标优化计算分析程序；利用典型反应堆辐射屏蔽结构模型对此优化方法和计算程序开展了初步验证。结果表明，非支配遗传算法可正确有效地用于辐射屏蔽结构的设计，优化效果显著。

红外吸收法与热导法同时测定铀硅化合物中氧、氮含量下载：23 浏览：189

黄新树邓传东盛红伍孙四中秦毅《核工业与技术》 2020年1期

摘要:

采用氧/氮分析仪对铀硅化合物中氧、氮含量的测定方法进行了研究，以红外吸收法和热导法测定了铀硅化合物中氧、氮的含量。考察了取样量、助熔剂、加热功率、分析时间等参数对氧、氮含量测定的影响，并优化了相关的工作参数。当取样量为0.10 g(准确至0.0001 g)时，在以镍篮为助熔剂、4200 W的加热功率条件下，氧的质量分数测定范围为0.00050%～0.365%，氮的质量分数测定范围为0.00050%～0.026%，线性相关系数均大于0.999，测定相对标准偏差均优于10%。

反应堆系统动力响应的敏感性分析下载：48 浏览：403

黄茜熊夫睿兰彬王碧浩宋海洋黄旋刘帅《核工业与技术》 2019年11期

摘要:

输入参数对反应堆系统动力响应的敏感性分析是优化设计的重要前提。以反应堆系统关键部位的接触刚度和间隙为输入变量，利用Sobol法开展了关键输入参数对地震条件下系统动力响应的敏感性分析，得到了全局敏感性系数及输入参数的重要度排序，此外，还采用K-S测度敏感性分析法对结果进行了检验。分析表明:燃料组件地震响应对2个部位的接触刚度变化较敏感，3个部位切向载荷极值均对所在部位接触刚度的变化最敏感。相关方法与分析流程可推广至反应堆冷却剂系统及其他主设备，为优化设计参数的选取提供定量分析手段与数据支持。

核电厂安全级高可靠主控制器设计技术研究下载：20 浏览：273

马权罗琦宋小明刘艳阳《核工业与技术》 2019年11期

摘要:

从安全级数字化仪控系统(DCS)平台主控制器的功能特点、设备特点以及应用特点出发，结合相关法律法规及标准要求，对高可靠主控制器设计的诊断、冗余、通信、嵌入式软件开发等关键技术进行了研究，并将其应用于中国核工业集团有限公司安全级DCS平台——龙鳞系统(NASPIC)的主控模块设计中，同时搭建了华龙一号模拟件，并以停堆、专设、定期试验等典型样例对模拟件进行了功能测试和性能测试，这些测试和核安全局鉴定试验的结果表明，诊断覆盖率达到98%，超出标准要求；实测通信误码率小于10-11，达到甚至超过其他主流厂家安全级DCS产品指标；热备冗余架构、嵌入式软件均满足1E级设备要求，实现了主控制器的高可靠性。

基于动态故障树的核反应堆稳压器数字压力控制装置可靠性研究下载：38 浏览：318

钱虹1，2 古雅琦1，2 刘鑫杰1，2 《核工业与技术》 2019年10期

摘要:

以配置四取中逻辑输入模块的核电厂稳压器数字压力控制装置为研究对象，建立其故障树模型，包括四取中逻辑的动态部分和其他设备的静态部分，采用马尔科夫方法分析动态部分，再根据逻辑关系分析整体故障树，最后，围绕可靠度和重要度评价四取中逻辑的可靠性及其对整个装置可靠性的提升效果，结果表明:四取中逻辑在可靠性方面优化程度相对较高。

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