CSNS/RCS陶瓷真空盒热特性及振动研究

陶瓷真空盒作为中国散裂中子源（CSNS）快循环同步加速器（RCS）真空系统的关键部件,能避免RCS二极、四极交流磁铁因快速变化的磁场而产生的涡旋电流。因安装空间限制,RCS陶瓷真空盒支架固定在磁铁线圈上。在CSNS/RCS交流磁铁长时间加电测试中,出现陶瓷真空盒断裂、真空破坏的情况。为避免后期出现类似问题,从磁铁发热进而引起陶瓷真空盒不均匀升温的角度出发,对陶瓷真空盒的热特性进行了分析,同时基于双目视觉测量技术,对陶瓷真空盒的振动情况进行了监测,针对部分真空盒水平方向振动异常的问题,确定其影响因素为快卸链条的磁导率超标。最后开展了陶瓷真空盒的支架减振技术研究。     

CSNS真空控制设备监测与信息管理系统的研制

中国散裂中子源(CSNS)真空控制系统采用横河PLC和MOXA嵌入式串口设备实现真空阀门的开关和真空度的采集及相关联锁保护。本文使用CSS建立了CSNS真空控制设备及真空状态实时监测的操作员界面（OPI）。在此基础上,通过开发CSS插件,连接控制线缆数据库,实现了被控信号与被控设备及线缆的在线关联查询功能,通过被控信号即可确定设备位置和连接的线缆,方便日后的维护运行。     

基于Web的CSNS控制线缆信息管理系统研制

针对CSNS（中国散裂中子源）数目繁多、关系错综复杂的控制设备和线缆,使用MySQL建立了CSNS加速器控制线缆数据库,并建立了基于Web的CSNS控制线缆信息管理系统。在系统设计中,研究了IRMIS的数据库设计思想,并结合CSNS加速器控制线缆的实际情况,创建了符合CSNS需求的控制线缆数据库模型。该系统为将来CSNS控制设备及线缆的管理和维护提供了极大的便利。     

不锈钢管道内壁镀TiN薄膜技术及其真空性能的研究

介绍了对不锈钢管道大面积内壁用直流溅射方法镀TiN薄膜的技术及工艺,并分析了薄膜的相关参数,测试了镀膜管道的真空性能.结果表明,该方法能够快速、高效地在管道内壁镀上高质量的TiN薄膜,且镀膜后真空室表面的放气率明显低于原不锈钢材料的放气率.     

隔热膜工艺参数的优化

本文所讲的隔热膜主要用于建筑玻璃,可方便地贴于玻璃表面,起到隔热、透光、防爆节能的作用,而且成本低廉。克服了传统镀膜玻璃成本高,不防爆的缺点。 隔热膜生产装置是利用闲置镀膜设备改造而成的,主要改进了溅射靶,添加了能以恒定线速度镀膜的卷绕机构。 在实验中存在着真空、磁场、镀层厚度等问题需要解决。并且需要优化隔热膜工艺参数,为此,我们进行了一系列实验。     

用于高真空环境材料的表面绝缘处理技术实验研究

正在研制中的100MeV紧凑型回旋加速器的主真空室内（真空度5×10^-6Pa）需安装许多出气率底、小变形且易加工的绝缘零部件：尼龙、聚酰亚胺等有机绝缘材料真空中的出气率较大;石英、陶瓷等无机绝缘材料材质比较脆,难加工。金属材料作为基体进行表面绝缘处理所形成的绝缘材料满足使用要求。     

NSRL电子储存环束流损失过程的Monte—Carlo计算

高能电子和物质相互作用是一个级联簇射（shower)物理过程,NSRL电子储存环（HLS）束流损失监测系统利用这一原理,通过探测束流损失电子在储存环真空室外表面产生的shower电子,给出束流损失的有关信息,本文利用Monte-Carlo方法,采用EGS4软件包,对束流损失电子与真空室壁相互作用的过程进行模拟,给出了真空室外表面shower电子的分布特点：（1）shower电子在真空室外表面是前冲性很强的粒子;（2）在垂直方向的分布是比较窄的对称分布,对束流损失探测器的安装有一定的要求;（3）打在真空室内侧壁上的电子及其产生的shower电子有机会反射到外侧壁,并进一步发生shower过程,但其影响会低两个量级以上;（4）shower电子在真空室外表面上的分布,外侧峰位要比内侧峰位位置在束流方向上后移。     

基于EPICS的注入凸轨脉冲电源控制样机研制

中国散裂中子源（CSNS）快循环同步加速器（RCS）是一台高束流功率质子加速器,凸轨磁铁脉冲（BUMP）电源是CSNS注入系统的重要设备。根据CSNS工程建设的要求,需在预研阶段研制一套凸轨电源控制样机,用于研究和解决控制系统建造中的一些关键技术。注入凸轨电源样机通过横河公司生产的WE7000测量系统实现对脉冲电源的控制,根据物理设计需要可完成对电源的任意波形给定输出并实现对电源输出波形的回采显示。本文主要介绍了基于EPICS系统的WE7000设备驱动的开发,以及在此基础上研制的注入凸轨脉冲电源控制样机的应用。通过联机测试的结果表明,该样机满足对注入凸轨脉冲电源的控制要求,达到了预研目的。     

KY-1500型高真空镀膜机

一、工作原理和用途在一个封闭的容器内获得高真空后,将团体表面沉积上一层金属薄膜,称为真空镀膜。镀膜的方法一般可分为蒸发和溅射两种。我们采用的是蒸发法,即在真空中将金属材料加热到适当的温度后,材料蒸发形成蒸汽分子,由于工件表面温度较低,蒸汽分子凝固在被镀工件表面而形成薄膜。对于这种设备的真空系统最基本的要求,是要有较高的极限真空(一般在10~(-5)乇以上)     

金属Ce表面氧化物的真空稳定性

为探讨金属铈在超高真空条件下作为钚模拟材料的可行性，采用X射线光电子能谱（XPS）分析技术研究了超高真空条件下金属Ce表面氧化物在不同温度时的真空稳定性。实验结果表明，不同温度和超高真空条件下，金属Ce表面氧化物的真空稳定性各不相同。在室温、超高真空条件下没有观察到金属Ce表面氧化物发生变化；但在873 K、超高真空条件时，金属Ce表面氧化物发生还原反应，样品表面生成Ce₂O₃。根据热力学计算，推断了高温、超高真空条件下发生还原反应的过程，金属Ce表面氧化物的真空特性与金属Pu存在一定差异。     

严重事故下蠕变诱发RCS破裂的概率评估

严重事故下一回路管道可能会发生蠕变失效,若出现蠕变诱发的蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）,则会导致安全壳旁路失效;若出现蠕变诱发热段或波动管的失效,则产生的破口将会使一回路迅速卸压。因此,评估严重事故下蠕变诱发反应堆冷却剂系统（RCS）破裂的可能性是开展严重事故分析、特别是二级概率安全分析（PSA）的重要基础。本工作基于蠕变失效模型,考虑传热管的缺陷,建立了评价蠕变诱发RCS破裂的确定论模型。在此基础上,运用拉丁超立方体抽样方法,考虑重要参数的不确定性,开发了严重事故下蠕变诱发RCS破裂的概率评估程序。随后对典型的事故序列进行了蠕变诱发RCS破裂的概率评估。结果表明,对于高压事故序列,存在一定的蠕变诱发SGTR概率,也存在较高的蠕变诱发热段或波动管失效概率。     

Return momentum effect on water level distribution during mid-loop operations

An accurate prediction of the Reactor Coolant System (RCS) water level is of importance in the determination of the allowable operating range to ensure safety during mid-loop operations. However, complex hydraulic phenomena induced by the Shutdown Cooling System (SCS) return momentum causes different water levels from those in the loop where the water level indicators are located. This was apparently observed at the pre-core cold hydro test of the Yonggwang Nuclear Unit 3 (YGN 3) in South Korea. In this study, in order to analytically understand the effect of the SCS return momentum on the RCS water level distribution, a model using a one-dimensional momentum and energy conservation for cylindrical channel, hydraulic jump, and total water volume conservation has been developed. The model predicts the RCS water levels at various RCS locations during the mid-loop conditions and the calculation results were compared with the test data. The analysis shows that the hydraulic jump in the operating cold legs, in conjunction with the pressure drop throughout the RCS, is the main cause creating the water level differences at various RCS locations. The prediction results provide a good explanation for the test data and show the significant effect of the SCS return momentum on the RCS water levels.     

Evaluation of the RCS depressurization strategy for the high pressure sequences by using SCDAP/RELAP5

As part of the evaluation for a severe accident management strategy, a reactor coolant system (RCS) depressurization in optimized power reactor (OPR)1000 has been evaluated by using the SCDAP/RELAP5 computer code. An indirect RCS depressurization by a secondary depressurization by using a feed and bleed operation has been estimated for a small break loss of coolant accident (LOCA) without a safety injection (SI). Also, a direct RCS depressurization by using the safety depressurization system (SDS) has been estimated for the total loss of feed water (LOFW). The SCDAP/RELAP5 results have shown that the secondary feed and bleed operation can depressurize the RCS, but it cannot depressurize the RCS sufficiently enough. For this reason, a greater direct RCS depressurization by using the SDS is necessary for the 1.35 in. break LOCA without SI. A proper RCS depressurization time and capacity leads to a delay in the reactor vessel failure time from 7.5 to 10.7 h. An opening of two SDS valves can depressurize the RCS sufficiently enough and the proper RCS depressurization time and capacity leads to a delay in the reactor vessel failure time of approximately 5 h for the total LOFW. An opening of one SDS valve cannot depressurize the RCS sufficiently enough.     

SDG故障诊断方法在核动力装置中的应用研究

核动力装置运行状态的诊断关系到装置运行的安全性和可靠性。针对核动力装置系统复杂,难以建立数学模型的特点,本文将基于定性模型的符号有向图（SDG）方法应用于核动力装置中进行故障诊断,并以核动力装置主冷却剂系统为研究对象,提出了相应的建模方法并建立了SDG模型,根据所建立的模型开发了基于SDG方法的核动力装置故障诊断系统,并以蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故和弹棒事故为例对该系统的诊断推理过程进行了分析。仿真结果表明,基于SDG的方法在核动力装置中能有效诊断故障,并能提供故障传播路径,具有良好的解释性,可为运行人员决策提供帮助。     

模块式小堆超压风险及设计优化研究

模块式小堆采用带直流蒸汽发生器（OTSG）的一体化堆芯设计。OTSG具有传热面积大、设备体积小、蒸汽品质高的优点,然而因其二次侧水装量小、热惯性差,当反应堆发生二次侧排热减少时,反应堆冷却剂系统（RCS）可能存在超压风险。紧凑的一体化布置使得堆芯应对冷却剂受热膨胀的能力减弱,进一步增大RCS超压风险。本文采用RELAP5程序对模块式小堆的超压风险进行了研究。研究结果表明,模块式小堆在二次侧排热减少事故中会出现RCS超压现象,其中汽轮机事故停机导致的超压后果最为严重。波动管的流通面积对于RCS压力有着显著影响,合理地设计波动管流通面积可缓解RCS超压。     

Detailed Evaluation of RCS Boundary Rupture during High-Pressure Severe Accident Sequences

A depressurization possibility of the reactor coolant system (RCS) before a reactor vessel rupture during a high-pressure severe accident sequence has been evaluated for the consideration of direct containment heating (DCH) and containment bypass. A total loss of feed water (TLOFW) and a station blackout (SBO) of the advanced power reactor 1400 (APR1400) has been evaluated from an initiating event to a creep rupture of the RCS boundary by using the SCDAP/RELAP5 computer code. In addition, intentional depressurization of the RCS using power-operated safety relief valves (POSRVs) has been evaluated. The SCDAPRELAP5 results have shown that the pressurizer surge line broke before the reactor vessel rupture failure, but a containment bypass did not occur because steam generator U tubes did not break. The intentional depressurization of the RCS using POSRV was effective for the DCH prevention at a reactor vessel rupture.     

壁电流探测器在中国散裂中子源快循环同步加速器调束中的应用

快循环同步加速器（RCS）是中国散裂中子源（CSNS）的重要组成部分。负氢粒子束经直线加速器加速至80 MeV,剥离成质子束注入至RCS环并加速累积至1.6 GeV引出打靶。束流通过安装在RCS环的壁电流探测器（WCM）感应得到束流的强度信息,环高频与环主二极磁铁的失配会导致束流的实际振荡偏离理论预测。本文通过对WCM的数据进行分析得到了纵向工作点、束流的实际振荡频率、束团的电荷量、束团的形状变化等信息,方便了加速器的调束,并对参数测量中的测量误差进行了分析。     

反应堆主回路卸压对压力容器外裂变产物释放的影响分析

本工作耦合建立了600 MW压水堆核电厂热工水力、裂变产物行为和放射性后果评价的分析模型,选取SB-LOCA、SGTR、SBO和LOFW等4个高压熔堆事故序列,研究了主回路卸压对压力容器外裂变产物释放的影响,包括主回路卸压对压力容器外裂变产物释放的缓解效应和其他负面影响。分析表明：实施主回路卸压可缓解高压熔堆事故序列下压力容器外的释放,但卸压工况下事故早期安全壳内的气载放射性活度较基准工况下的大。相关分析结论可作为严重事故管理导则制定的技术基础。