某三代核电设备安全壳喷淋泵力学分析和试验研究

以某三代核电设备安全壳喷淋泵为对象，利用有限元对整个系统进行建模，完成了该系统抗震性能、各部件模态和应力、结构屈曲以及连接螺栓应力的分析和评定，并进行了现场振动频率测试。结果表明，此安全壳淋喷泵满足规范要求，与设备模态试验情况符合较好。本研究可为后续安全评审和设备鉴定提供研究支持。      

直流蒸汽发生器建模与仿真研究

以B&W公司直流蒸汽发生器（OTSG）为对象,基于仿真支撑软件APROS平台中的基本模块,建立了图形化的直流蒸汽发生器模型;利用不同的APROS两相流计算模型进行仿真,对比分析后选取六方程计算模型;将2种模拟工况下的仿真结果与压降和传热系数经验关系式的计算结果进行对比,根据对比结果修正模型的压降和传热系数;将设定工况下的稳态及动态仿真结果与国内外实验数据对比,验证了本文模型的准确性。      

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。     

基于本体的核电运行规程模型构建方法

运行规程是核电厂安全运行必须遵守的操作程序。核电厂运行规程繁多、查找不便，现行电子规程存在精简程度不够、内容关联程度弱、相比纸质规程优越性不强等问题。为核电厂设计一种基于本体模型的简洁高效电子化规程系统势在必行。以某核电厂化学和容积控制系统运行规程为例，运用本体模型理论，分析规程文本、挖掘规程知识、提取关键概念。使用本体开发工具构建系统，实现了电子规程及其可视化，可浏览电子规程和知识库，查询关键操作。此构建方法同样适用于其他系统的运行规程，不仅使本体知识实现重用和共享，而且有利于查询、理解、记忆规程，能够为核电厂操纵员使用规程提供帮助，提高效率，增强核电厂的安全性和智能化。      

秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统核级阀门的选型设计、采购、安装及调试

总结了秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统阀门专业所从事的设计选型、采购(包括谈判,签订合同,阀门监造,验收试验等)、安装及调试等工作.     

改进型的直流蒸汽发生器破口建模与仿真研究

为提高目前直流蒸汽发生器集中式模型在破口故障下的计算精度，提出一种改进后的蒸汽发生器混合式模型。在APROS仿真平台中建立了混合式和集中式的蒸汽发生器破口模型，利用LOCA试验数据对两者的准确性进行比较验证。将混合式模型应用至动力转换装置的汽水回路中，研究不同位置及大小的破口后系统主要参数的动态特性。结果表明，混合式模型将破口初期一次侧压力和泄露流量的计算误差分别从13.7%和35.8%降低到了1.2%和3%。在动力系统中，当蒸汽发生器发生破口后，二次侧出口蒸汽温度和干度降低，压力增大，汽轮机的功率和转速增加。破裂位置发生在蒸汽发生器进口位置时，蒸汽发生器出口热力参数变化幅度较小；破裂位置发生蒸汽发生器二次侧出口位置，造成蒸汽发生器出口参数大幅降低。该改进后的模型和仿真结果将为直流蒸汽发生器的设计及运行提供参考。     

船体式浮动核电站牵引技术

文章根据海洋油田平台经验,结合国际核动力商船的相关规定以及我国核安全相关法规的要求,对这类船体式浮动核电站FNPP的牵引程序进行了探讨,包括FNPP拖航证办理、牵引出港、引水、海上牵引、气象保障,以及拖航过程中的指挥小组,被拖对象FNPP、主辅牵引船等,详细论述了各方的职责和任务,针对FNPP牵引的实际工程施工、项目组织等具有较强的参考价值。     

基于本体的核电运行规程模型构建方法

Nuclear power operating procedures are the operational procedures that must be followed for the safe operation of nuclear power plants. Having a lot of texts, the operation procedures are inconvenient for users to browse. However, the current electronic procedures have problems such as lack of simplification, weak content relevance, and less superiority than paper procedures. It is imperative to design a simple and efficient electronic procedure system based Ontology model for nuclear power operation. This paper takes the operating procedures of the chemical and volume systems in a nuclear power plant as an example, uses the ontology model theory, analyzes the text of procedures, develops the knowledge of the procedures and extracts key concepts. Using the ontology development tool to build the system, the electronic procedures and visualization are realized. This construction method is also applicable to the operating procedures of other systems, which not only enables the reuse and sharing of ontology knowledge, but also facilitates querying, understanding, and memorizing procedures. It can help the operators in nuclear power plants to use procedures, thereby improving the efficiency and enhancing the safety and intelligence of nuclear power plants.     

Mo/Nb/Ti/Zr微合金化对Fe-Cr-Al不锈钢第二相析出和显微硬度的影响

研究了Mo/Nb/Ti/Zr微合金化对Fe-Cr-Al不锈钢中第二相的析出和显微硬度的影响。通过团簇式成分设计方法确定了三元基础成分为[Al-(Fe_(12)Cr_2)](Al_(0.5)Cr_(0.5)),进而根据相似元素替代原则添加微量元素设计出系列多元成分合金。使用真空电弧熔炼炉制备合金铸锭并对其进行1200℃/2 h的固溶处理,在800℃进行多道次热轧制成板材,最后进行800℃/24 h时效处理。对系列样品进行XRD结构分析、光学显微镜(OM)和扫描电镜(SEM)显微组织表征以及显微硬度测试。结果表明,添加微量合金化元素的种类和含量影响第二相粒子的析出状态。当合金化元素Mo与Nb的比例(原子百分比)为2:1时析出的第二相粒子在铁素体基体中弥散分布,且粒子尺寸较小,不锈钢的硬度较高为250 HV;在此基础上添加Ti替代Nb使第二相粒子的析出量显著降低而粒子尺寸略有增大,不锈钢的硬度较低为240 HV;添加Zr使析出相的粒子偏聚且粗化,但是其硬度仍然比较高(~246 HV)。     

直流蒸汽发生器动态特性与小破口故障仿真研究

以B&W直流蒸汽发生器为对象,基于过程仿真软件（APROS）支撑平台中的基本模块,建立了图形化的直流蒸汽发生器仿真模型。对模型进行变工况下的稳态和动态仿真,由结果可知,一次侧入口焓值与二次侧出口压力对稳态特性影响最大,一次侧入口温度对动态特性影响最大。进一步研究直流蒸汽发生器发生换热管破裂事故时,破口位置和破裂程度对其运行特性的影响。结果表明,破口发生位置接近一次侧入口时,对直流蒸汽发生器运行影响最大;换热管破裂对直流蒸汽发生器运行特性的影响随着破裂程度的增加而增大。