摘要：高温受火后钢筋混凝土构件剩余力学性能准确检验,是火灾以后对结构损伤评定与加固设计的基础。通过ANSYS计算总结T形梁不同参数下的残余承载力与变化规律。研究结果表明,通过对高温后T形梁抗弯承载力和抗弯刚度的计算,发现刚度的损失幅度很大,且前30min内损伤更严重,后期损伤幅度逐渐变缓,与刚度变化趋势不同,高温后抗弯承载力损失幅度并不大,这是由于钢筋在恢复到常温后强度也随之恢复,承载力的损失主要是受压区混凝土的损失。通过增加保护层厚度可以减缓受拉钢筋的受热速度,有效的减缓构件的损伤。单独对带裂缝梁的火灾情况进行分析,与不带裂缝的梁进行对比,得出裂缝的存在加速了混凝土梁的损伤速度。

摘要：能量分辨率是中子散射谱仪设计中需重点模拟计算的一项指标。本文阐述了基于反应堆中子源的两种冷中子非弹性散射谱仪——三轴谱仪和广谱谱仪的基本测量原理,利用MCSTAS软件分别建立两种谱仪的中子束追踪模型,完成了不同中子入射能量和出射能量下的谱仪整体能量分辨率的定量模拟计算。通过对比发现,广谱谱仪由于其测量原理即特殊的变异散射平面的限制,较三轴谱仪具有低的能量分辨率,但这种特殊的变异散射平面的中子散射轨迹却可优化广谱谱仪的分析器和探测器空间布局。通过分析模拟计算结果给出了适用于提高广谱谱仪能量分辨率的中子准直器类型。

摘要：在核工业领域中,有些工程部件在服役过程中会诱发产生一定的放射性,具有放射性的样品在中子残余应力测试过程中首先要考虑辐射安全的问题。基于中子衍射实验技术和辐射安全要求,提出了一种反应堆监督样品中子残余应力测试分析的实验方法和流程。根据该方法和流设计加工了一套实用的屏蔽装置。该装置可以有效屏蔽样品的核辐射,满足一定辐射剂量的安全要求,同时满足中子衍射三维残余应力测量的基本实验要求。

摘要：核燃料元件作为反应堆的核心部件,在极端的条件下服役会发生破损,导致核泄漏。为了保障反应堆安全运行,核燃料元件从加工、生产到服役的过程中必须进行检测,以确保安全。中子照相是对具有放射性的核燃料元件进行无损检测的独特技术。进行测试时,核燃料元件必须放置于转移容器中,实现运输及检测过程中对核燃料元件的屏蔽和运动控制。本文以核电站绿色监督区剂量要求为标准,利用蒙特卡罗程序优化计算了适合于中国先进研究堆(Chinese Advanced Research Reactor,CARR)热中子照相设备的转移容器的材料及尺寸,同时设计了用于控制元件运动的机械装置,确定了最优化的方案。该装置可满足CARR中子照相设备对长2 m核燃料元件进行无损检测的要求。

摘要：本文综合考虑几何不锐度和探测系统固有不锐度的影响,把准直比、样品与转换屏间距离、转换屏和CCD(CMOS)相机分辨率等关键参数引入到系统脉冲响应函数,推导出更准确和全面的中子照相系统整体空间分辨率计算公式,探讨了公式中各参数与分辨的定量关系和影响规律。利用该公式对中国先进研究堆实时中子成像探测系统在不同准直比条件下的整体空间分辨率进行了计算与分析,讨论了如何优化调整各影响因素以提高中子照相装置的整体测试性能。为中子照相装置的优化设计以及确定特定样品的测试方案,提供了重要的理论依据。