摘要：为了评估钠冷快堆氧化物燃料元件稳态、瞬态和事故条件下的性能和行为演化,开发了钠冷快堆燃料元件性能分析程序FIBER。程序采用有限体积法实现燃料元件温度的计算,用有限元方法实现力学、裂变气体释放的计算,并通过时间步长控制模块控制程序的稳定运行。为验证程序的准确性,通过调研得到俄罗斯BN600反应堆辐照数据,与FIBER程序的裂变气体释放、柱状晶粒等计算结果进行对比分析。结果表明,FIBER程序对最大燃耗11.8at%、最大辐照损伤78 dpa的快堆燃料元件的辐照变形、柱状晶区、裂变气体释放性能评价是有效的。

摘要：ASME规范第Ⅲ卷第5册(简称ASME-Ⅲ-5)提供了核1级部件在高温下使用的设计分析方法和评定准则。本文对高温的定义进行简介,对ASME规范核1级部件在高温下考虑的设计载荷、失效机制、设计分析方法以及评定准则的特点进行总体介绍。通过对ASME规范与其他高温规范R5、RCC-MRx、MONJU在基于损伤模式下的载荷控制应力限制和变形控制限制的分析方法及准则进行对比,探究ASME规范在分析方法准则中的优势与局限性,得出ASME规范传统采用的基于应力分类的弹性分析法表现优异,但由于本身固有特性并不能完美解决规范所含括的各个失效机制的结论,提出若干项改进ASME-Ⅲ-5高温1级部件设计规范的方法。本文指出的ASME-Ⅲ-5可改进方向可进一步提高规范发展使用的先进性、经济性和安全性,同时对开发构建我国自主化的核承压高温使用1级部件设计规范具有指导作用。

摘要：核级双层容器承担一回路压力边界和一回路冷却剂“纵深防御”包容的双重安全功能,是高温反应堆本体常用的一种结构形式。然而内层容器在瞬态工况下温度变化剧烈,内外层容器之间导热性能差,内外温差大,热棘轮效应是可能的重要失效机制。本文通过建立核级双层容器及支承结构轴对称有限元模型,使用非线性方法分析其在热-机循环载荷作用下温度、应力和应变的响应,研究棘轮效应分布的规律和特征。结果表明:热棘轮效应显著,是该类容器的主要失效模式;热棘轮敏感区域分布具有多点式的特点,在内外层容器不同部位均有涉及;危险区域的塑性应变累积行为主要出现在循环温度载荷的降温阶段,应变增量随循环次数的增加逐步稳定。结论指出热棘轮效应是核级双层容器结构设计必须关注的重点问题,所建立的非线性分析方法是解决该问题的有效手段。本研究可为核级双层容器热棘轮分析以及一回路工况参数优化设计和应变监测测点布置提供重要方法指导。

摘要：针对NB/T 47065评价支腿稳定性未考虑外部管系附加弯矩影响的情况,完善了支腿反力公式,通过分析支腿两端弯矩比,进一步修正了弯曲应力公式,降低了弯曲应力保守量,并参考JB 4732、ASME BPVCⅢ等规范引入偶然载荷作用下许用应力系数,得到了一种与工程实际载荷组合一致,考虑等安全裕度原则的支腿稳定性评价方法。结合有限元分析算例,验证了该评价方法的保守性。

摘要：ASME 2021版规范提供了316H不锈钢的高温蠕变本构方程。基于正确使用本构方程进行高温设备应变和蠕变损伤评价的目的,本文解析了其各项的物理意义,分析了其关键参数对温度和应力的敏感性,对比了其预测值与ASME规范等时应力应变曲线数据。结果表明:该本构方程由快速瞬态、瞬态和稳态蠕变项来描述蠕变第一、第二阶段,其适用性受蠕变第三阶段起始时间和应力范围的限制,同时方程中快速瞬态蠕变速率常数存在勘误;方程在1 000℉(华氏温度)下所得应变较规范等时应力应变曲线更大,致使应变预测结果相对保守。因此,在满足ASME规范316H不锈钢高温蠕变本构方程适用性的前提下,可采用其评价高温设备在950、1 050、1 150℉下的结构完整性,而1 000℉下的相对保守。

摘要：为拓展核电厂中主子系统抗震解耦范围,本文研究了核电规范中抗震解耦准则的要求、制定依据、适用范围和局限性,据此提出了一种修正刚度抗震解耦模型;采用两质点弹簧振子模型推导了主子系统耦联频率,基于误差分析绘制了各解耦模型解耦图;对各解耦模型进行适用性分析,并将解耦图准则与条款抗震解耦准则进行对比分析。结果表明:当主子系统频率比λfi<1且质量比λm<0.166时,本文提出的修正刚度抗震解耦模型可较好地模拟耦联效应引起的主子系统频率偏移,较规范中的解耦模型具有更小的频率误差;采用规范提供的解耦模型进行抗震设计时,条款抗震解耦准则基本可以保证解耦后主子系统的频率误差均小于10%。本文提出的修正刚度抗震解耦模型拓展了解耦图准则的适用范围,研究工作可为核电厂主子系统抗震解耦判断和解耦模型的选择提供参考。

摘要：反应堆堆内构件工程设计通常采用附加质量方法模拟流体对结构的动力作用。以浸没在复杂流域中某异型压力管为例,提出了一种结构附加质量迭代计算方法,即以声固耦合分析得出的湿模态为基准,综合考虑流体密度和体积模量精细化确定结构附加质量,并讨论了该方法的适用范围。通过压力管1∶1振动试验实测与仿真结果对比,证明了附加质量精细化计算的准确性。结果表明,本文方法能较为精确地获得结构的主频和振型,具有较快的收敛速度,可供类似工程仿真分析参考借鉴。

摘要：加速度时程是核电厂结构和部件开展抗震分析和试验的重要输入。本文基于改进的窄带时程构造形式,综合应用频域法和时域法,提出一种拟合目标反应谱的高精度人工加速度时程生成算法,通过RG1.60标准反应谱和两个复杂度不同的楼层反应谱拟合测试以验证算法的有效性和稳健性。结果表明:对目标反应谱的拟合相对偏差最大不超过10%;迭代次数少,拟合收敛性好。本文提出的算法可生成高精度的符合法规要求的人工加速度时程,对于核电工程抗震设计具有重要的应用价值。

摘要：无损检测技术是核岛机械设备验收过程中保证焊接质量的重要手段。我国的核电厂机械设备焊缝无损检测验收准则主要源于国外的ASME、RCC-M等主流标准规范,国内缺乏相关的基础技术研究,尚不掌握制订验收准则的核心技术原理。本文在系统比较国内外无损检测验收标准规范的基础上,梳理了主要规范验收准则的沿袭关系,明确了验收标准的制定过程,总结了常见缺陷对焊接接头机械性能的影响,并结合基于断裂力学的缺陷评估方法和蠕变-疲劳损伤模型,提出了确定先进高温反应堆的焊缝无损检测验收标准的技术途径,对制定科学可靠、经济合理的高温堆型核级机械设备焊缝无损检测验收准则具有重要指导意义。

摘要：快中子反应堆二氧化铀燃料元件在高燃耗、高中子注量率、高线功率和高温状况下运行,燃料与包壳材料会发生复杂的物理化学相互作用。燃料元件化学相互作用模型的建立对高燃耗快堆燃料元件的设计非常重要。针对快中子反应堆氧化物燃料元件与包壳材料发生的化学相互作用,采用动力学模型建立了二氧化铀与奥氏体不锈钢、铁素体-马氏体钢包壳材料的化学相互作用模型,并通过实验数据验证该模型。结果表明:建立的快堆二氧化铀燃料与奥氏体不锈钢的腐蚀模型可以成功预测最大燃耗10.8at%、辐照损伤87.5 dpa的包壳腐蚀;建立的快堆二氧化铀燃料与铁马钢的腐蚀模型可以成功预测最大燃耗9.3at%、辐照损伤76.6 dpa的包壳腐蚀。研究结果为高燃耗二氧化铀辐照元件及示范快堆燃料元件的设计和性能预测提供重要的参考价值。