优化的灰色模型在核动力系统管道腐蚀速率预测中的应用

针对灰色理论模型GM(1,1)预测时误差较大，提出了一种新的预测方法——优化灰色理论预测方法。并把该方法应用到核动力系统管道腐蚀速率的预测。通过与多种预测方法的实际比较证明，该方法是正确、有效的。同时，通过对管道腐蚀速率的预测，对核动力系统管道在复杂条件下的维修和保养提供了有力的依据。     

基于分形理论的核动力管道腐蚀坑深度预测模型研究

针对核动力管道腐蚀环境的复杂性和腐蚀过程的随机性，利用分形理论，建立了腐蚀坑深度预测模型，通过模型对核动力管道的最大腐蚀坑深度和不大于允许腐蚀深度rd的概率进行了预测研究。为进一步提高预测精度，对非线性方程进行了线性化处理。计算结果证明，利用分形理论对腐蚀坑深度进行预测是可行的，同时通过对核动力管道的最大腐蚀坑深度的预测，对分析腐蚀管道的可靠性和安全性及了解核动力管道的性能具有一定的意义。     

基于灰色马尔科夫组合模型的管道腐蚀速率预测方法

以灰色理论与马尔科夫所组成的组合模型为基础,对管道腐蚀速率的预测进行了研究.在对灰色预测模型进行改进的基础上,得到优化的灰色无偏模型,并利用新的灰色模型对腐蚀速率的趋势项进行了预测;采用马尔科夫模型对预测数据的残差进行预测.为了提高预测的精度,在预测过程中采用了滚动运算方法.结果表明,对灰色模型进行的改进设计是有效的,由改进的灰色理论模型与马尔科夫所组成的组合模型的预测精度较高,同时滚动运算方法也进一步提高了预测的精度.     

压水堆压力壳堆焊不锈钢的动电位再活化行为与晶间应力腐蚀破裂敏感性

用动电位再活化方法研究了压水堆压力壳堆焊不锈钢衬里材料的活化与再活化行为以及晶界形貌,用高温水恒变形和慢应变速率应力腐蚀破裂试验比较了晶间应力腐蚀破裂的敏感程应。结果表明再活化行为与晶间应力腐蚀破裂敏感性之间有一致关系。动电位再活化有可能作为核动力装置中不锈钢焊接件晶间应力腐蚀破裂敏感程度的无损检验方法。     

基于XGBoost的高中子注量率区域堆内构件螺栓可靠性评估方法

堆内构件螺栓长期处于高温高压以及高辐射环境,连接围板与成形板的螺栓存在辐照促应力腐蚀开裂（IASCC）现象。为提前预测螺栓在应力腐蚀环境下的剩余寿命,减少核电厂的备件库存,本文采用 XGBoost预测堆内构件螺栓在高辐照环境下的剩余寿命。首先,对压水堆高中子注量率区域的全周期剩余寿命演化数据进行分析处理,获得相关性模型;然后,提出基于数据驱动的XGBoost预测螺栓剩余寿命,该方法具有较强的泛化性与较高的准确率,可以很好地评估高中子注量率区域螺栓的可靠性;最后,以35000个样本作为训练集、15000个样本作为测试集,与国际原子能机构（IAEA）经验公式计算值比较,结果表明,XGBoost 预测准确率高达99.93%,优于多元线性回归方法和AdaBoost（使用线性损失函数/使用平方损失函数/使用指数损失函数）方法。      

核电厂数字化人-机界面监视转移路径预测方法及其应用

核电厂操纵员在监视核电厂数字化人-机界面参数信息时,某些时刻难以判断下一个最可能的监视目标,从而导致监视延迟或转移失误的情况。为更好研监视路径预测问题,提出基于马尔可夫过程的监视过程预测路径规划方法,包括监视过程预测路径模型、监视过程预测路径规划算法、转移路径成功率算法。基于提出的方法,对核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故操纵员监视转移行为进行分析,以数字化人-机界面作为t时刻监视任务的信息源节点,可以准确预测到下一个监视目标的转移路径,提高操纵员监视绩效并成功地降低监视失误风险。     

矿产资源评价预测现状

资源评价预测是世界各国政府十分关注的问题,关系着每个国家矿产资源战略政策的制定。为了更真实地定量评价我国铀资源总体潜力和更好地做好铀矿床定量预测工作,对矿产资源总量评价、尤其是国际地质对比计划推荐的6种常用的矿产资源总量预测方法以及矿产资源定量预测常用方法的原理和工作步骤进行了简单介绍;对矿产资源评价预测工作历史进行简要回顾;对各种方法的优缺点、适用范围和适用条件也作了简要说明;最后对我国铀资源评价预测的历史和现状作了简单概述。     

新型的具有热流表面沸腾工况的腐蚀试验装置

核蒸汽发生器中的传热管,因管壁最薄,工作条件十分恶劣,往往由于腐蚀而破裂。新型具有热流表面沸腾工况的腐蚀试验装置为深入研究传热管在工况条件下的应力腐蚀破裂原因及其解决办法,提供了最新的试验手段,此装置可以用于各种材质及不同加工工艺的传热管的腐蚀筛选,模拟蒸汽发生器局部沸腾浓缩工况下的抗应力腐蚀破裂性能的研究,传热管结构腐蚀敏感部位的局部腐蚀破裂性能研究,确定二回路水质中Cl~-和NaOH浓度的控制范围,制订出水质的危险标准。装置的试验与静态高压釜试验相比前进了一大步,使试验条件更加接近于工况条件,与模拟体试验相比也能进行模拟工况试验,但比模拟体试验简单容易、投资少、见效快、小巧灵活、在工程研究上起到很大的作用。     

316NG不锈钢和合金800在含有硫酸盐及氯化物的高温水中应力腐蚀破裂(英文)

用SSRT方法研究秦山PWR核电站主管道焊接的316不锈钢和蒸汽发生器传热管Incoloy-800合金的应力腐蚀破裂行为,应变速率均为4.2×10~(-60)/s。316SS的试验温度为315℃,介质为模拟离子交换树脂热分解产物的酸性硫酸盐溶液(几个ppm至1000ppmSO_4~(2-);Incoloy-800的试验温度为270℃,介质为模拟离子交换树脂的热分解产物的酸性硫酸盐溶液(几个ppm至1000ppm SO_4~(2-))以及硫酸盐和氯化物组合的溶液(1000ppm SO_4~(2-),2～1000ppm Cl~-)。结果表明,316SS在上述介质中对穿晶应力腐蚀破裂敏感,Incoloy-800合金在上述介质中对应力腐蚀破裂不敏感。     

316NG不锈钢和合金800在含有硫酸盐及氯化物的高温水中应力腐蚀破裂

用SSRT方法研究秦山PWR核电站主管道焊接的316不锈钢和蒸汽发生器传热管Incoloy-800合金的应力腐蚀破裂行为,应变速率均为4.2×10~(-6)/s。316SS的试验温度为315℃,介质为模拟离子交换树脂热分解产物的酸性硫酸盐溶液(几个ppm至1000ppmSO_4~(2-));Incoloy-800的试验温度为270℃,介质为模拟离子交换树脂的热分解产物的酸性硫酸盐溶液(几个ppm至1000ppm SO_4~(2-))以及硫酸盐和氯化物组合的溶液(1000ppm SO_4~(2-),2～1000ppm Cl~-)。结果表明,316SS在上述介质中对穿晶应力腐蚀破裂敏感,Incoloy-800合金在上述介质中对应力腐蚀破裂不敏感。     

压水堆核电厂二回路水质泥渣沉积分析与控制优化

核电厂蒸汽发生器相当于一个巨大的垃圾收集器,二回路系统的杂质及异物等均进入蒸汽发生器后,容易发生杂质沉积,并导致蒸汽发生器传热管传热效率降低,严重时甚至会引起蒸汽发生器传热管腐蚀破损。因此,本文从核电厂二回路各系统管道和容器的材质、二回路水质控制以及二回路腐蚀等方面出发,分析核电厂蒸汽发生器的泥渣含量高的原因,并提出合理的技术改进。最终达到降低蒸汽发生器泥渣量的沉积,提高蒸汽发生器的安全使用寿命的目的。     

核级316L不锈钢管道射线插塞孔开裂原因分析

为查明某核电厂核级316L奥氏体不锈钢管道射线插塞孔裂纹显示的成因,对含插塞孔不锈钢管段的宏/微观形貌、化学成分、力学性能、维氏硬度、断口形貌、腐蚀产物、应力分布等进行了分析。结果表明：裂纹以沿晶方式扩展,断口呈冰糖块脆性断裂花样并伴有大量氧化腐蚀产物,属于典型的压水堆一回路水介质条件下由插塞孔局部应变-硬化导致的晶间应力腐蚀开裂。引起应变-硬化的主要原因是插塞孔和插塞的过盈配合以及射线插塞孔密封焊缝焊接残余应力过高。建议加强在役机组同类结构的检查,减少新建机组类似结构的使用。     

基于CFD的汽水分离再热器分析计算研究

通过三维数值模拟研究了实际运行工况下汽水分离再热器（MSR）内部流场细节，并对比了2种不同孔板开孔方式对波形板前气流均匀性的影响。采用标准k-ε湍流模型结合标准壁面函数对MSR内部进行了CFD气相流场三维模拟，其中孔板、波形板和管束采用多孔介质模型，通过UDF调整孔板开孔率，防冲板简化为多孔跃升边界。结果表明：分析计算结果与空气动力学试验结果数据绝对值或数据增减幅度较好符合；在保持平均开孔率与均匀开孔相同的基础上，非均匀开孔的波形板前气流速度更为均匀；蒸汽通过孔板和分离器的总压降不大于14 kPa，满足分离装置的压损设计要求，其中蒸汽的再热器管束的压降占整个流线压降的比例较大。     

核电厂蒸汽管道疏水器选型计算关键参数研究

为快速获得核电厂蒸汽管道的疏水量。通过启动阶段和正常运行阶段蒸汽管道疏水量的计算,分析并绘制了各种常用规格的蒸汽管道正常运行时产生的散热量图,通过散热量图可在疏水器选型时快速获得核电厂蒸汽管道疏水量。为延长疏水器使用寿命和降低成本,对比分析了不同疏水器安全系数（k）对疏水器性能的影响,推荐适合核电厂蒸汽管道的k,以提高蒸汽利用效率和经济效益,并延长疏水器使用寿命,降低疏水器成本。      

Determination of rupture frequency for feeders subject to flow accelerated corrosion

Feeder pipe wall thinning due to flow accelerated corrosion (FAC) has been identified as a degradation mechanism that may affect the operating life of outlet feeder pipes. A large number of feeders are expected to require costly repair or replacement over the remaining life of the station if a conservative FAC rate is used in the deterministic structural integrity assessment. The paper presents a preliminary probabilistic framework for determining the rupture frequency of feeders subject to FAC based on commercial probabilistic fracture mechanics code WinPRAISE 2007. The obtained information can be used as inputs for developing risk-informed feeder life management plans. Darlington Unit 2 is selected to demonstrate the proposed method.     

波形板汽水分离器的实验研究

实验测量了三种不同结构型式波形板汽水分离器的流动阻力、分离效率,观测了水膜流动状态。实验结果表明:各种型式的波纹板汽水分离器都存在一最佳板间距,圆弧形波纹板汽水分离器有良好的性能。     

国产316LN不锈钢在模拟AP1000一回路水环境中的疲劳行为

一回路水环境下的疲劳性能是核电站主管道设计寿命评估的重要参数。针对国产主管道材料316LN开展了模拟AP1000一回路水环境的低周疲劳试验,分析了疲劳行为和失效机理。研究结果表明:国产316LN峰值应力随应变幅的增大而增大,大应变幅试样在疲劳过程中先后发生了循环硬化、循环软化和失稳,而小应变幅试样在失稳前未发生明显的循环硬化和循环软化;在应变幅由0.2%逐渐增加至1.2%的过程中,疲劳周次从105逐渐降低至102;疲劳断口具有典型的疲劳断口特征,裂纹萌生于试样表面,以穿晶方式垂直于主应力方向扩展,裂纹扩展区具有典型的疲劳辉纹,辉纹上有菱形颗粒状腐蚀产物,环境辅助开裂机制倾向于氢致开裂。     

表面粗糙度对国产316LN钢低周疲劳性能的影响

表面粗糙度对材料服役过程中表面缺陷的形成有着重要影响,由于实验室一般采用光滑试样测试疲劳性能,而真实主管道经过多道工序,其表面粗糙度远大于实验室测试试样,这会给主管道的设计、使用带来风险。本文通过测试不同粗糙度316LN不锈钢的疲劳性能,分析粗糙度(分别为0.08、0.4、1.0μm)对疲劳寿命的影响。结果表明,随着粗糙度的增加,疲劳寿命会相应减少,两者在双对数坐标下呈线性关系。通过断口观察对比和裂纹萌生机理分析可知,粗糙度增加会引起应力集中,增加微裂纹的萌生速度,从而导致疲劳寿命下降。     

十八胺在碳钢表面吸附和成膜的分子动力学研究

华龙一号机组主给水系统大量使用P280GH碳钢管道,并应用十八胺（ODA）在管道内壁吸附形成缓蚀膜,ODA可高效抑制腐蚀,避免管道失效和蒸汽发生器（SG）严重结垢。但ODA在碳钢表面的吸附和成膜机理目前仍不明确,严重制约了ODA的性能优化和推广应用,针对该问题,采用分子动力学（MD）模拟开展研究。结果表明,ODA分子头部的氮原子与碳钢表面铁原子形成配位键,促使ODA分子吸附“锚定”。所形成缓蚀膜的微观构型与ODA浓度相关。浓度较低时,缓蚀膜呈ODA分子尾链间交织较差的单层构型,随着浓度增加,缓蚀膜逐渐演变为ODA分子尾链间紧密交织的复杂双层构型。在ODA浓度超过一定阈值后,缓蚀膜的构型不再显著变化,未吸附成膜的ODA分子最终积聚形成胶体微团。     

Life prediction of steam generator tubing due to stress corrosion crack using Monte Carlo Simulation

The failure of steam generator tubing is one of the main accidents that seriously affects the availability and safety of a nuclear power plant. In order to estimate the probability of the failure, a probabilistic model was established to predict the whole life-span and residual life of steam generator (SG) tubing. The failure investigated was stress corrosion cracking (SCC) after the generation of one through-wall axial crack. Two failure modes called rupture mode and leak mode based on probabilistic fracture mechanics were considered in this proposed model. It took into account the variance in tube geometry and material properties, and the variance in residual stresses and operating conditions, all of which govern the propagations of cracks. The proposed model was numerically calculated by using Monte Carlo Simulation (MCS). The plugging criteria were first verified and then the whole life-span and residual life of the SG tubing were obtained. Finally, important sensitivity analysis was also carried out to identify the most important parameters affecting the life of SG tubing. The results will be useful in developing optimum strategies for life-cycle management of the feedwater system in nuclear power plants.