摘要：核动力装置的工艺系统设计涉及多学科、多专业,对设计过程中的接口信息进行交换确认、技术状态管理、设计流程管控是保障设计质量的重点也是设计管理的难点。文章通过将工艺协同设计过程进行节点化与模板化,建立了一套基于流程导航的协同设计平台,以期实现简化接口信息交换、管理设计过程数据,提升设计部门的信息化、数字化能力,最终实现设计效率的提高。

摘要：“通信原理”作为典型的抽象度高、理论性强的专业基础课程,在独立院校的授课过程中存在学生学习兴趣难调动、听课率较低的问题。为此,借助MATLAB GUI平台,开发了数字带通传输仿真实验系统,并将其引入课堂辅助教学。该系统具有参数可调、动态显示和操作简单等特点,从调制前后、解调前后、系统性能三方面做对比,用具象化的仿真效果配合抽象的理论教学,帮助学生更好地接受和理解理论,同时为后续的课内实验打好基础。

摘要：在众多核工程应用中,如燃料元件芯块与包壳的热力相互作用以及热管堆的传热过程中,界面接触热阻是热工分析的一个基础参数,也是传热系统温度分布预测的一个重要不确定性来源。准确预测和调控接触热阻可为系统的热防护和能量传递提供助益。本研究采用粗糙表面重构技术以及有限元热力耦合方法,对高温下的圆柱配合面结构进行热力耦合分析。本研究建立的数值预测方法能够应用于其它圆柱配合面的接触和传热预测,其方法和预测结果可为整个系统的热力耦合分析提供合理的分析方法和基础参数支撑。

摘要：研究了激光沉积打印Ti55511钛合金的显微组织和室温拉伸性能,表征了打印态、热处理态Ti55511合金的晶粒形态及晶体学织构,分析了不同退火热处理温度对激光增材制造钛合金强塑性的影响。结果表明,原始打印态Ti55511钛合金由粗大的β晶粒组成,并且β晶粒以柱状晶和等轴晶两种类型的晶粒交替生长,呈现竹节状形态。在打印态Ti55511组织中,β基体析出的α片层提供了大量的界面,有效阻碍了位错运动,使合金具有高强度和低塑性。580℃退火热处理后,合金的屈服强度、抗拉强度变化不明显,伸长率有一定的提升。进一步提高退火温度至620℃后,合金的屈服强度、抗拉强度降低,但强度值依然大于1000 MPa,同时伸长率大幅提升。因此,可通过退火热处理调控α晶粒的尺寸和体积分数,以提高合金的强塑性匹配。当应力平行于Z方向时,样品的屈服强度、抗拉强度略低于垂直于Z方向的,而伸长率显著高于应力垂直于Z方向的。

摘要：为研究核级管道材料在500℃以上的高温疲劳裂纹扩展性能,对管道母材、焊缝和热影响区材料进行了高温条件下的疲劳裂纹扩展速率试验,基于概率分析方法获得了考虑不同存活率的概率疲劳裂纹扩展曲线。研究结果表明,高温条件下,管道不同位置区域材料的疲劳裂纹扩展性能存在较为明显的差异,焊缝和热影响区的抗疲劳裂纹扩展能力明显优于母材。试验研究结果可用于核反应堆管道结构安全评估和断裂力学分析。

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：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：针对当前核安全级数字化仪控系统(DCS)冗余切换功能测试方法缺乏、测试活动主要依靠人员经验的情况,提出了一种针对核安全级DCS设备的通用的冗余切换测试方法,通过设计机理分析,建立冗余切换测试基础故障模式,并对故障模式进行模式组合和系统状态变迁分析,完成对冗余切换测试场景、测试环境等整体方案的设计。通过在某核安全级仪控平台中的应用以及在核电厂的成功运行经验,对本测试方法的有效性进行了验证。结果表明,提出的冗余切换测试技术能够有效地发现设计缺陷,对设备冗余切换功能的出口质量控制具有实际应用价值。

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：钠阀的冷冻密封腔室是一个重要的部件,直接关系到钠阀是否会发生泄漏。本文以大口径钠阀的国产化项目为依托,对冷冻密封腔室进行分析与设计。冷冻密封腔室是一个狭小的空间,内部有氩气、液态钠、凝固钠。本文利用FLUENT的冷凝模型结合氩气的基本气体方程,计算冷冻密封腔室内部钠的冷凝情况,确定凝固钠的位置;在此基础上,利用FLUENT计算得到的温度和文献中钠剪切力与温度的关系式,分析钠固封塞的受力情况。最终确定冷冻密封腔室加工尺寸为1.5mm,钠固封塞高度为197mm。