摘要：气动柔性机器人具有质量轻、环境适应性强、无需元件驱动、在恶劣条件下拥有较好的可靠性等优点。然而,转向运动控制一直是气动柔性机器人开发的最大难题并制约其大规模应用。针对此问题,设计一种通过电控加热使得热收缩膜实现主动转向的充气臂式柔性机器人,对其端部执行机构进行建模设计,对充气壁材料和热缩膜材料进行了实验选择;在此基础上,构建热致收缩的转向控制数学模型,搭建实验样机,并对转向效果进行验证。得到结论如下:充气壁带膜选择0.08 mm厚的PE筒膜,热缩膜选取厚度0.075 mm、宽度20 mm的PVC热缩膜,最佳的热缩温度为80℃。通过脉冲控制,实现了直角转向。该柔性机器人在管道检测方面具有良好的应用潜力。

摘要：本文以核电厂重要设备鼓形滤网为研究对象,开发了一种可量化评价阴极保护系统运行状况的专家评估系统。该系统通过阴极保护系统状态原位自动化监测装置来提供数据基础,具有数据采集及预处理、健康指数状态评估和结果可视化等功能,可以实现对阴极保护系统运行状态的关键参数连续、精准监测;还可利用群厂鼓网设备阴极保护的历史数据建立起的算法模型,评估得到系统实时的健康指数,并将保护状态以三维云图的形式可视化显示。本设计有助于核电厂更加全面地掌握鼓网的保护状态,及时发现异常避免发生严重腐蚀。

摘要：研究了基于运行参数在线监测的主管道断裂评定方法,建立了由热电势测试材料冲击功、裂纹撕裂断裂韧度预测和在线含缺陷管道断裂评定的成套技术方案,开发了专用的主管道断裂评定软件,并验证了某工况下使用该软件的计算结果与原设计要求偏差小于3%。

摘要：反应堆压力容器(RPV)是核安全一级部件,在设计阶段需要进行含假想裂纹的断裂力学安全性能评估,并且在运行过程中若发生超出设计运行压力-温度限值曲线(P-T曲线)时,也需要进行含假想裂纹的断裂力学安全性能评估。基于Ansys软件自身的APDL语言开发了RPV辐照脆化评估专用参数化(插件)模块,专用模块集成了模型基本信息输入、温度场计算、应力场计算、断裂参量计算、依据RCC-M规范进行安全评估等方面的分析能力。专用模块规范了计算过程,避免了人因干扰,可满足工程上的快速、准确的安全评估要求。验证结果表明,参数化专用模块的分析结果与某核电厂原设计报告中相关瞬态的分析结果偏差均可控制在3%左右。

摘要：反应堆压力容器(RPV)辐照脆化后的结构完整性评定(简称“评定”)是核电厂长寿期运行论证中的关键技术难点之一。梳理国内外的相关研究成果,并结合作者团队的研究进展,进行了典型事故瞬态特性分析、RPV评定模型对比、评定准则研究和专用软件开发四方面的关键技术探讨。研究表明,具有重新打压特性的事故瞬态更加危险;不同规范采用了不同方法处理RPV内表面堆焊层问题,其对分析结果存在明显影响;考虑材料的热预应力特性、裂纹止裂性能、尺寸拘束效应等都有益于结构的安全评价;基于通用的商业软件,通过二次开发建立了RPV辐照脆化断裂评定专用软件。

摘要：压水堆核电厂稳压器波动管(以下简称“波动管”)存在冷热流体分层的现象,影响核电厂的安全运行。针对波动管热分层运行工况存在不确定性的问题,鲜有基于核电厂真实监测数据的分析研究;对于存在热分层的实际运行瞬态,尚缺乏有效的基于设计瞬态参数的包络方法;同时,对于疲劳损伤较为显著的情况,当前基于疲劳裂纹萌生准则的评定方法存在难以满足长寿期安全运行需求的问题。针对上述技术现状,通过调研国内外学者在波动管热分层研究方面的工作,对有限元数值仿真中的网格划分、材料性能设定、边界条件选择、热分层流动仿真和结构应力响应分析技术等内容进行了探讨。同时,对国内某大型压水堆核电厂真实的运行监测数据进行了分析,梳理了基于设计瞬态信息的疲劳损伤包络分析准则和采用疲劳裂纹扩展的损伤容限分析方法。

摘要：针对厚壁反应堆压力容器(RPV)辐照脆化后的含缺陷结构完整性评定(简称“评定”)是核电厂长寿期运行安全论证中的关键技术难点,综述了国际上在厚壁含缺陷RPV堆芯筒体段断裂测试分析的研究成果,并结合国际原子能机构和笔者团队相关的数值研究成果,论述了典型事故瞬态下RPV堆芯筒体段裂纹的启裂、止裂与撕裂性能,认为事故工况下,RPV中浅裂纹具有良好的止裂特性,基于开发的瞬态参数在线监测的评定技术,提出了基于瞬态参数在线监测的RPV辐照脆化断裂评定的方法。所探讨的评定技术对论证RPV长寿期安全运行特性具有参考价值。

摘要：为保证核电厂长期安全、高效运行,需制订一回路承压边界管道役致裂纹的接受标准,以满足工程上的快速评估需要。对于含裂纹的承压管道,通常需要进行复杂的断裂评价和极限载荷分析。通过数值仿真分析,论证了对于断裂韧性较好的奥氏体不锈钢结构,采用塑性极限载荷作为结构临界状态的合理性,并基于结构设计塑性极限载荷不降低的准则,制订了奥氏体不锈钢管道役致裂纹的接受标准。研究表明,确定的一回路奥氏体不锈钢承压直管段的役致裂纹接受尺寸与美国ASME规范提供数据接近,但明显高于法国RSE-M规范相关数据,法国RSE-M提供的数据过于保守。

摘要：针对某承压容器内表面堆焊覆层,分析了焊接残余应力、材料热膨胀性能差异、强度匹配和堆焊覆层对基体母材中裂纹前沿应力强度因子(SIF)的影响。分析结果表明,为考虑堆焊覆层的焊接残余应力,设定无应力参考温度后材料热膨胀系数数值均有所增加,其中母材热膨胀系数表述差别最大达到23.26%。因堆焊覆层中的应力明显比母材中的高,堆焊覆层对母材中裂纹前沿SIF有着显著影响。三维弹塑性有限元分析结果表明,弹塑性分析使得母材中裂纹前沿界面点SIF增加了23.83%,而设计规范中堆焊覆层对母材中裂纹前沿SIF的塑性修正存在非保守的情况。