U形靶框-双层结构碳剥离膜制备

本研究涉及用于兰州重离子加速器冷却储存环上的碳剥离膜的制备方法。该剥离膜采用特殊的U形靶框和双层结构，使膜的强度大为加强，以提高高真空条件下剥离膜使用寿命。采用碳弧法制备的剥离膜的有效面积较大，为10cm²，质量厚度约为150μg/cm²。碳剥离膜的X衍射谱测试结果表明，膜上的碳以非晶体石墨形式存在。     

蒸汽发生器U形传热管动态特性影响因素分析

采用理论和数值模拟方法对多种工况和影响因素下蒸汽发生器U形传热管的固有频率、模态振型进行了数值模拟.给出了U形管在管内外压力作用和质量随空间位置非均匀分布下的固有频率计算公式.数值模拟结果表明:支撑边界约束处理模式、传热管工作压力、支撑板厚度、防振条支撑点数以及U形弯头曲率半径对U形传热管动态特性影响较大,压力和质量分布的非均匀性、自重及热膨胀等因素影响较弱.     

ACP1000蒸汽发生器I-690TT合金U形传热管评定技术

为了固化核电厂蒸汽发生器传热管的全流程制造工艺和关键工艺参数,保证传热管批量化制造时质量的稳定性,提出了一整套评定技术方案。该技术方案可对核电厂I-690TT合金U形传热管的化学成分、机械性能、金相组织的均匀性及无损检测方法的有效性进行全面验证,并在ACP1000蒸汽发生器传热管国产化研制过程中成功应用。     

平面U型弯管固有振动分析的有限元方法及试验研究

本文运用有限元方法对平面Ｕ型弯管进行了固有振动分析，对弯管段由精确的微单元静态特性微分方程组得到了单元质量阵与刚度阵，其中考虑了剪切变形与转动惯量的影响，直管段用每单元十二个自由度的空间梁单元处理．求得结构振动的特征方程后，运用于空间迭代法求解各阶固有频率及振型。将试验结果与计算结果进行了比较，证明该方法是很有效的，并给出了处理实际蒸汽发生器传热管支撑板边界条件的结论．     

“华龙一号”核电厂倒U形预应力钢束摩擦力试验研究

“华龙一号”作为完全自主知识产权当代核电技术,其内层安全壳采用了倒U+水平预应力布置的预应力混凝土结构,在预应力正式施工前为了测试预应力孔道的摩擦力系数与设计数值的吻合度,需要选定特定的钢束通过千斤顶进行逐级拉伸测试其伸长值、拉力值,通过计算得出实际的摩擦系数。设计人员根据试验结果与理论数值的对比,验证和判断预应力孔道的成孔效果,并以此判断是否需要调整设计摩擦系数、张拉力和伸长值等理论数据。作为首堆工程,针对“华龙一号”核电厂倒U形钢束的摩擦力试验结果具有很好代表性和指导性。     

在回流冷凝期间蒸汽发生器U形管热工水力行为的RELAP5分析

在采用34根U形管的Bethsy装置的回流冷凝实验中,在U形管中观察到了蒸汽顺向流动和氮气反向流动的不同流动形态。本研究中,使用RELAP5／MOD3．2模型,计算了二流道和三流道中U形管的行为。通过修改计算摩擦系数的加权因子,成功地计算了氮气的反向流动。在计算中,通过改变二流道流动面积的比值,假设在最大的氮气再循环流速情况下流动最稳定,预测了蒸汽顺向流动的能动U形管的数目,该数字与在4种不同的U形管中所观察到的能动U形管的数日（19-24根U形管）吻合良好。在进行三流道计算时,没有使用假设,在序列计算（本研究的4种情况）中,具有不同的流道面积比值的三流道的能动U形管的比值的平均值很好地预测了能动U形管的比值。结果证实了在最大的氮气再循环流速处流动可能是最稳定的假设的真实性,并且这种假设似乎最有可能出现在不同数目的能动U形管中。     

在新闭合偏滤器Ⅱ位形下ASDEX—U H模式放电的运行极限

报道了对ASDEX－U新闭合偏滤器Ⅱ的加气,高密度H模式放电的系统研究,重点放在很宽的外部可控等离子体参数范围内的运行极限（H－L转变,密度极限）上,发现,当接近高密度时,H模式阈功率大大超出普遍认可的预言Ph^th ncBt。在接近H－L模反转变时,获得了最高密度（密度极限）。该密度极限通常与偏滤器的完全脱离有关。为了基于脱离的模型和Greenwald极限,研究并讨论密度极限定标。     

模拟水环境下的压紧弹簧刚度试验及计算模型的研究

在模拟水环境下,对堆内构件压紧弹簧的缩比试样进行了刚度试验,并与有限元模拟、基于小扰度理论模型和大扰度随动模型的分析结果进行比较分析。结果表明,当摩擦系数按文献实验测值0.189取值时,有限元模拟、基于小扰度的理论模型和大扰度随动模型计算所得的刚度值均与试验所得的相近;卸载稳定段的刚度均明显小于加载稳定段的,是加载时的0.6倍左右。有限元模拟分析进一步阐明,在压紧弹簧变形过程中,压紧弹簧的截面存在转动,它与垫板之间的接触点并不是固定的,在加载和卸载过程中存在来回的径向位移。并且压紧弹簧接触面上的摩擦力方向是相反的,使得压紧弹簧在加载和卸载过程的刚度存在较大的差别。较小扰度理论模型、考虑压紧弹簧截面转动和接触点径向位移的大扰度随动模型所得的结果与有限元模拟更为接近。     

1BX制备过程中U(Ⅳ)和U(Ⅵ)的同时快速分析

将U(Ⅳ)、U(Ⅵ)可见吸收光谱与偏最小二乘法(PLS)相结合,利用自主研制的多通道光纤光谱仪及分析软件,建立了1BX制备过程中U(Ⅳ)、U(Ⅵ)的同时、快速测定方法。研究结果表明:建立的U(Ⅳ)、U(Ⅵ)定量校正模型具有较高的准确性,U(Ⅳ)测定范围为1.00~180.21g/L,U(Ⅵ)测定范围为11.00~200.00g/L,对于U(Ⅳ)、U(Ⅵ)样品测量相对偏差分别小于7%和8%,U(Ⅳ)重加回收率为99.4%~100.8%,U(Ⅵ)重加回收率为96.4%~104.6%。方法简单、快速、无需预处理、可同时进行多组分测量,为该工艺过程的在线分析或流线分析提供基础。     

对JT—60U和DⅢ—D偏滤器的不同抽运几何位形下的粒子抽运特性的研究

比较了JT－60U W形偏滤器内侧专用通量区域的抽运（HPP）和专用通量区两侧的抽运（BPP）之间以及JT－60U IPP和DⅢ－D下挡板偏滤器的抽运之间的粒子抽运特性。BPP的抽运能量在再循环中性粒子通量弱内外不对称的情况下比IPP的小约1／2，在强内外不对称的情况下小5／7－11／13。BPP抽运通量的下降是与蒙特卡罗模拟一致的，在该模拟中已观察到由于内外再循环的不对称而引起的发生在外抽运缝处的返流。在Ip＝0.8MA,BT=1.6T时DⅢ－D上的抽运通量与相同密度工况下Ip－＝1.0MA,BT=3.8T和Ip＝1.5MA,BT=3.5T时的JT－60U IPP的抽运通量相当，或者小于它。在带有专用通量区抽运的DⅢ-D偏滤器上，抽运通量随着内外不对称的增大而下降。用在整个等离子体上积分的Dα发射归一化的抽运通量在JT－60U IPP和通过外偏滤器等离子体区域抽运的DⅢ－D下偏滤器中表现出了对抽运缝和撞击点之间距离的一个类似的依赖关系。     

立式循环泵结构动刚度对转子振动特性的影响

采用有限元法对AP1000核电厂立式循环泵转子部件的支承结构动刚度进行分析,结果显示其支承结构的动刚度值随着频率的增加而逐渐降低,其动刚度曲线在结构共振频率点发生急剧的下降。结合该分析结果,分别针对刚性支承、水润滑轴承支承以及考虑支承结构动刚度3种情况下的转子振动特性进行对比分析。分析结果显示,在上述3种情况下,转子1阶横向弯曲振动频率变化较小,其频率值分别为28.1、18.7、15.3 Hz,转子高阶振动频率及振型受支承动刚度影响较大。在考虑支承动刚度的影响情况时,转子高阶振动频率下降明显。     

包含过热区的焊接接头强度组配对CTOD的影响

利用试验研究和数值分析方法，对模拟焊接接头三点弯曲试样不同强度组配对裂纹尖端张开位移（CTOD）的影响进行了研究，本研究的模拟焊接接头试样是通过电子束焊接法焊制的，数值分析中采用了三金属模型，较以往的二金属模型更接近于实际，结果表明，不同的焊接接头强度组配对CTOD有不同程度的影响；无量纲载荷P／PY和CTOD裂纹扩展驱动力关系曲线与极限载荷的选取有很大关系，二维数值计算与试验结果在无量纲载荷P／PY较小时具有良好的一致性，但随P／PY的增加，二者的偏差增大。     

用α能谱法测定样品中~(233)U和~(232)U的相对含量

钍是一种潜在的核燃料。据国际原子能机构估计,目前已探明有开采价值的钍资源大致和铀相等。钍的充分利用可以大大丰富核能资源,增加核燃料储备。 钍铀核燃料循环的一个主要技术问题是钍在反应堆中受中子照射后,除生成有用的核燃料~(233)U外,还会产生~(232)U,一般化学方法不能使它与~(233)U分开。由于~(232)U的衰变子体放出能量     

伊利石和高岭石对U(Ⅵ)的吸附

以伊利石和高岭石为吸附剂,通过静态吸附法研究了其对U(Ⅵ)的吸附特性。考察了接触时间、初始浓度、吸附剂质量、pH、温度、离子种类、腐殖酸等对其吸附效果的影响;采用红外光谱(FTIR) 对伊利石和高岭石的结构进行了表征。研究结果表明：伊利石和高岭石对U(Ⅵ)具有很强的吸附能力,在10 h、铀初始质量浓度为30 mg/L、吸附剂质量为0.04 g、pH=5的条件下,伊利石对U(Ⅵ)的吸附效果最好;在12 h、铀初始质量浓度为30 mg/L、吸附剂质量为0.01 g、pH=5的条件下,高岭石对U(Ⅵ)的吸附效果最好;随着温度的升高,伊利石和高岭石对U(Ⅵ)的吸附能力不断增强,尤其是伊利石;溶液中Mg²⁺、CO^2-₃、HCO^-₃显著降低了伊利石和高岭石对U(Ⅵ)的吸附效果;随着腐殖酸浓度的增加,伊利石对U(Ⅵ)的吸附能力提高,高岭石对U(Ⅵ)的吸附能力降低。     

钛波槽冷却管的疲劳及静载强度分析

在力学参数测试的基础上,对钛波槽管进行了疲劳强度和静载强度分析;对应力集中部位进行了有限元数值计算.通过分析和计算,得出结论:冷凝器在正常运行条件下,钛波槽管能满足疲劳及静载强度要求;各种载荷引起的应力中,由温度差所产生的热应力比较大.为了使冷凝器更安全,有必要在壳体端部装设膨胀节以减小热应力.在合理设计槽形并具有良好的波槽成型工艺下,用钛波槽管作为冷凝器的冷却管是安全的.     

抗振条面内接触刚度对蒸汽发生器传热管流致振动的影响

流弹性失稳是引起蒸汽发生器传热管管束失效的一种主要原因。在相同流场条件下,传热管是否出现流弹性失稳与其模态频率直接相关。在实际结构中,抗振条对U型传热管弯管段面内支撑机理与面外的方向上不同,是通过摩擦约束实现的。这使得在模态分析计算中,传热管弯管段支撑处的边界条件设置非常重要。本文将传热管与抗振条接触点处的面外边界条件假设为简支,而在面内方向上用弹簧来模拟抗振条对传热管的摩擦约束。同时,通过改变弹簧刚度,讨论了不同强弱的面内支撑对传热管流致振动的影响。分析结果表明,当抗振条与传热管面内接触刚度较弱时,面内流弹性失稳可能较面外流弹性失稳出现得更早。     

蒸汽发生器U型管倒流现象的数值模拟和实验研究

针对蒸汽发生器U型管倒流现象展开实验研究。基于实验数据,采用CFD方法对倒流进行模拟。结果表明:蒸汽发生器发生倒流后,进口腔室出现显著的温度分层,倒流现象降低了蒸汽发生器U型管的换热能力;发生倒流后,进出口腔室压降绝对值减小,正流管流速增大,流动阻力增大,倒流降低了系统的自然循环能力。     

树脂分离测定盐湖水中铀的含量及~(234)U/~(238)U活度比值

研究了一种测定盐湖水中铀的含量及234 U/238 U活度比值的方法。采用Chelex-100螯合树脂将盐湖水中大量的可溶盐基体与铀分离,钠的消除率大于99.9%,铀的回收率为90.5%~106%,4次平行测定结果的相对标准偏差小于10%。经P350树脂进一步纯化后,由α能谱仪测定234 U/238 U活度比值,相对标准偏差小于5%(n=3)。研究结果表明,该基体消除法可以用于盐湖水中铀的含量及234 U/238 U活度比值的测定。该技术已被应用于实际生产中。     

HTR-PM热气导管结构强度的分析与计算

500 MW高温气冷堆示范电站(HTR-PM)的反应堆压力容器与蒸汽发生器通过热气导管连接,热气导管是反应堆堆芯出口氦气导入蒸汽发生器的主要通道.热气导管是安全三级、抗震Ⅰ类部件,根据ASME规范,要求热气导管能在地震条件下保持结构的完整性.为验证热气导管在反应堆寿期内的安全可靠性,本文建立了热气导管有限元计算模型,计算了热气导管在绝热纤维压力、压力边界失压的压差、自重以及地震载荷等多种载荷作用下,内衬管、锥管与外管的应力分布状况.计算结果表明,热气导管各部分强度有较大裕度,可承受运行载荷、失压载荷以及地震载荷.