摘要：为提升核设施退役去污能力,提出高压二氧化碳载送干冰喷射去污方法。基于Fluent软件建立了喷射去污系统中关于喷嘴与去污箱体内部流场的分析模型,通过流场分析获得了干冰颗粒速度分布。以靶距、喉半径、喷嘴长度、干冰粒径、压力为关键参数,以干冰颗粒对污染表面的冲击应力与分布直径的乘积为去污评价指标,分别开展了1.5、3 mm口径喷嘴流场分析的正交试验。通过均值响应分析和主效应分析掌握了各关键参数对去污性能的影响规律,获得最优参数组合。分析结果表明:关键参数优化后,1.5 mm口径喷嘴去污性能提升了5.64%,3 mm口径喷嘴去污性能提升了15.8%,后者去污性能是前者的1.3倍,但前者的二氧化碳利用率是后者的3倍,具有更好的经济性。该分析结果可为喷嘴选型和喷射去污系统参数计算提供支撑。

摘要：热管冷却反应堆(简称:热管堆)具有高可靠性和固有安全性、体积小、模块化和全固态堆芯等特点。固态堆芯燃料服役过程在高温、强辐照、固态约束多因素作用下堆芯的传热和力学性能受到严重影响,基体接触导致应力与间隙换热都随燃耗加深而发生较大非线性改变,且两者相互影响,因此基体在服役过程中的多物理场耦合的辐照-热-力行为复杂。本文基于有限元多物理场分析软件针对固态堆芯燃料开展辐照-热-力耦合分析,考虑UO2芯块与316不锈钢基体的辐照变形效应以及蠕变效应,并在固态堆芯间隙中引入间隙传热模型,探究固态堆芯寿期内间隙变化特点以及传热和力学耦合作用特性。结果显示:基体与燃料包壳的完全接触会导致芯块温度上升以及基体与包壳蠕变现象加强,燃料棒周围平均热管数量较少会导致附近区域较高的温度和应力分布,且寿期中该区域包壳因燃料棒内压和基体-包壳接触压力具有蠕变失效风险。分析结果表明间隙接触会对热管堆固态堆芯的传热和力学性能造成影响,甚至提高包壳的失效风险。

摘要：热力耦合近工况条件下材料微观结构的原位实验研究,对于深入理解材料服役性能演化机制十分重要,可给出样品微观上的纳米结构尺度分布。为充分发挥小角中子散射统计性好、取样体积大可开展原位实验等优势,本文基于中国先进研究堆小角中子散射谱仪,设计并研制了一台高温和拉力同时加载的原位实验装置,并实现了高温高压下原位测量材料的纳米尺度形貌变化。实验测试结果表明,装置最大载荷可达20 kN,最高温度800℃,控温精度优于±1℃。利用该装置对镍基单晶高温合金样品进行了原位小角中子散射测试,发现温度拉力条件下样品内部纳米结构的明显变化,表明基于该装置可开展热力耦合加载下的原位小角中子散射实验。该装置及其相应实验方法,可用于核电不锈钢等多种高温结构材料的原位加载实验研究,提供微观结构演化数据。

摘要：堆芯计算流体力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)对确定堆芯薄弱环节、优化特征结构、提升安全及经济性等具有重大意义。典型压水堆燃料组件存在大量带交混翼片格架,导致存在网格数量激增、网格划分困难、求解难以收敛等问题。目前基于流固作用机理所建立的动量源模型未考虑交混翼背流侧低压区对流体的影响,预测交混翼下游域轴流分布误差较大,此外在识别交混翼片固体域、添加动量源项时较为困难。为此本文提出了一种基于精细化多孔介质和动量源的联合仿真方案来模拟5×5带交混翼片棒束通道冷却剂流动,该方案中的域识别技术可以精确定位流体域中交混翼片所在位置,并基于格架前端及交混翼片迎流与背流侧的流固作用机理,建立多孔介质和动量源模型。该方案在格架域,采用精细化多孔介质模型,提高原格架固体所在流域局部阻力系数,相较于在格架域施加动量源项,其数值稳定性更好。而在交混翼域,对动量源方案进行了优化,优化后的动量源模型考虑到了交混翼片背流侧低压区对流体的作用,其仿真交混翼下游的速度分布和传热更准确。该方案可以在网格生成的过程中无须考虑格架、交混翼片的几何特征,从而实现全结构化网格建模、CFD求解耗时短、对网格数量不敏感,鲁棒性较优。通过与实验及贴体网格仿真结果对比,验证了该方案仿真阻流、流动、交混、涡流、传热的有效性。同时仿真5×5棒束通道时可减少90%的网格数量和60%的计算耗时。此外,由于棒束通道交混翼在轴向和周向都是规则排列,因此本文开发的动量源方案通过调整坐标即可适用于更大流体域的燃料组件。

摘要：端窗盖革-米勒计数管(简称端窗GM管)是辐射探测领域核心前端探测器件之一,能同时测量α、β、γ射线,成本低、可靠性高、通用性强。端窗GM管的电场分布是评价其工作性能的重要指标之一,针对新型端窗GM管研发设计过程中工作电压、阴阳极结构等核心设计参数难以定型问题,本文以国际先进型号端窗GM管为研究对象,分析关键仿真输入参数,建立精细化电磁仿真模型,开展其灵敏区域电场分布特性分析,明确其核心设计参数对电场分布的影响机制与规律。仿真结果与统计结论表明,采用负压供电方式有利于改善端窗GM管死时间,电场分布对阳极网厚度的变化更敏感,阳极网更适合布置于腔内底部区域,设置遮光导电涂层有助于进一步提升端窗GM管工作性能。

摘要：船舶主机基座系统是由基座结构和控制系统等2个部分组成。在主机持续工作的情况下,产生的交变载荷会通过基座系统传递,引起船体结构振动,可能对船体结构的安全构成威胁。通过合理设计基座结构和控制系统,可有效控制船舶主机传递到船底结构的振动,以满足更高的减振要求。首先介绍船舶主机引起振动的机理和振动分析方法,详细综述船舶主机基座结构、被动控制系统和主动控制系统的减振机理和优化研究成果,并对未来的研究进行一定的展望,为船舶主机基座系统的减振设计提供有益的参考。

摘要：Mo基合金作为先进核反应堆的包壳等堆芯结构材料的候选材料,其高温抗拉强度仍是制约其在先进核反应堆领域应用的瓶颈之一。本文通过收集Mo基合金的成分及抗拉强度等数据,并对数据进行相关性分析及重要属性的筛选,采用贝叶斯优化卷积神经网络的回归模型,构建了Ti、Zr、C、N等关键成分与Mo基合金抗拉强度的关联性,获得针对Mo基合金高温抗拉强度的性能预测。结合相关性分析以及建模预测分析得出:Ti、Zr、Re、La_(2)O_(3)有利于Mo基合金高温抗拉强度的提升;N和Si不利于Mo基合金高温抗拉强度的提升。后续通过分析双元素或者三元素组合共同影响抗拉强度变化,可以得出在特定温度条件下,Mo基合金抗拉强度达到一定范围的成分设计方案。

摘要：核热推进采用的超高温气冷堆堆芯长期运行在高热流密度、大功率梯度、大温差、高速冷却剂冲刷的严苛服役条件下,其内部的六棱柱型燃料元件可能发生应力集中导致引发结构失效风险,影响核反应堆燃料元件的运行安全性能。为探索核热推进燃料元件的热工应力行为规律及热工安全边界,以火箭飞行用核引擎(nuclear engine for rocket vehicle applications,NERVA)型核热推进反应堆为对象,选取反应堆内部密排燃料组件基本单元,建立对称模型,针对堆内(U,Zr)C石墨基复合燃料元件开展高温高流速氢气推进模式下的流-热-应力行为研究,评估燃料元件的高温熔化与断裂失效风险。研究结果表明:核热推进反应堆运行工况下,燃料元件受自身冷却剂通道排布方式与连接管元件冷却作用影响导致内部热流分配不均;径向大温差带来的热膨胀差异在轴向上积累是引发燃料元件结构断裂失效的主要原因;综合分析燃料元件内部的温度-应力场分布情况与影响因素,可为核热推进系统的运行安全设计提供优化思路与参考依据。

摘要：针对自动超声检查过程中机械传动引起的超声C扫成像往复错位情况,本文从超声检测成像和机械扫查编码信号传输原理分析,总结超声C扫成像错位与机械往复偏差的影响规律,设计了机械往复错位自动识别算法,并对自动检测C扫成像进行修正。通过试验件扫查数据对比,从成像质量和图元错位情况验证了该方法的有效性。

摘要：核释热率是反应堆堆芯设计与辐照试验的关键参数,通常通过在反应堆实验孔道中进行实验测定的方法获得,基于量热法的堆内量热计是裂变反应堆内部核释热率测定的重要工具。本文综述了常见堆内量热计的工作原理,评述了国内外堆内量热计技术的现状和进展;对比了单模块量热计和多模块(差示)量热计的结构设计方法和性能特征,并介绍了代表量热计发展方向之一的多模态集成化测量装置设计方法。阐述了量热计堆内和堆外校准方法及其原理,分析了系数法、归零值法和附加电流法三种校准方法的优缺点,展望了堆内量热计的发展趋势和研究方向。