摘要：核电机组复杂管线小支管长期无规律地振动会导致管道疲劳断裂、破损而引发泄漏,甚至发生核电安全事故。目前常采用加固或减振的方式,但效果不佳,某些频率下的振动峰值难以降低。针对上述问题,本论文设计了一种结构简单、安装方便且质量可调的动力吸振器。通过模拟实际振动工况参数,然后对有无动力吸振器的小支管进行动力学建模分析,并以加速度传递率为参考对动力吸振器相关参数进行设计,获得动力吸振器的最优质量、刚度以及阻尼。最后实物制作并进行试验验证,结果表明,本论文所设计的动力吸振器将小支管在共振频率下的三向振动降低了60%以上(大于工程要求的5 dB);通过微调质量块个数扩大了吸振频段的可调节范围,能够满足不同工况的需求;增加金属橡胶材料进一步增强了动力吸振器的吸振效果,相比无阻尼结构可以将减振性能提高10%以上。本研究为核电机组复杂管线小支管的减振提供了有效方法。

摘要：针对职工在日常工作环境中遇到各类经验问题、共性问题只能靠经验或问询他人而缺乏一个标准的咨询平台的现状,在详细梳理了问题产生的原因和特点后,结合各类业务场景设计了一种基于自然语言处理技术的FAQ问答系统。通过将现有的经验知识、分散在各部门各人员头脑中的隐性知识集合起来,形成标准化的知识文件构建知识库。设计语义问答模型、设计人机交互模型,构建问题语料库和答案库,利用分词技术、句向量训练算法、文本相似度算法分析用户的提问并匹配答案,为科研工作者提供了一个全面、即时的咨询引导平台。

摘要：模块式先进小型压水堆(ACP100)是一种新型一体化小型反应堆,直流蒸汽发生器和主泵均直接集成在压力容器上,紧凑的结构导致其内部流场复杂。本研究应用1:3缩比模型模拟ACP100反应堆内部流场,开展反应堆整体水力模拟冷态试验。试验得到反应堆模型的总压降和分段压降,获得了反应堆模型总阻力系数以及主要流道分段阻力系数;并得到堆芯入口各燃料组件的流量分配因子。模型试验结果显示,主流道内的流动已进入第二自模区,流体的流型、流速分布以及阻力系数与原型反应堆相同;流动进入自模区后,反应堆模型的阻力系数为常数,阻力系数值为8.02,可直接用于原型反应堆压降计算;额定运行工况下,堆芯入口的流量分配因子值在0.91~1.08,满足设计需求;流量分配罩具有良好的整流作用,模拟失流事故工况下的流量分配仍较均匀。

摘要：管道环向贯穿裂纹是否稳定是评判管道是否满足破前漏(LBB)设计准则的标准之一,为确保LBB技术安全可靠,对管道环向贯穿裂纹在动态载荷下的稳定性进行实验研究。采用水平冲击机对含环向贯穿裂纹的管道依次进行加载速度为1.22、2、3、4 m/s的高温不带运行压力的冲击实验,以获得各应变率下的实验极限载荷值,并与工程理论分析计算结果进行比较。分析表明:奥氏体不锈钢管道环向贯穿裂纹在动态载荷下的失效模式为塑性失稳;经实验验证,在工程中对承受动态载荷的奥氏体不锈钢管道进行LBB分析时,采用美国核管会标准审查大纲3.6.3破前漏评估程序(SRP 3.6.3)中的极限载荷理论分析方法具有较高的工程安全性,若同时选用准静态下的材料力学性能,则工程安全性更高。

摘要：小型模块化压水核反应堆的结构形式与常规的压水核反应堆不同.除了吊篮组件以外,还有小型模块化压水核反应堆独有的压紧组件、压紧筒组件和分流环板等结构.为了对小型模块化压水核反应堆堆内构件流致振动行为进行准确的评估,首先应该确定堆内构件在空气和静水中的模态特征.本文以国内自主研发的小型模块化压水核反应堆堆内构件为研究对象,采用ANSYS软件对小型模块化压水核反应堆堆内构件在空气和静水中进行了干模态和湿模态分析,获得了吊篮组件、压紧组件、压紧筒组件以及分流环板在空气和静水中的固有频率及相应的振型,并开展模态试验验证了该分析方法的正确性.该方法可运用到常规压水核反应堆堆内构件的模态分析中.

摘要：高压电气贯穿件是安装于热室屏蔽墙上,保证热室屏蔽墙体内外电气连续性、密封完整性和生物屏蔽功能,属于安全级设备。为实现高压电气贯穿件最优质量控制及“转阶段”的量化评价,充分释放技术风险,对高压电气贯穿件开展成熟度评价研究,首先阐明了技术成熟度在核领域的定义与内涵,揭示了技术成熟度与质量管理之间的内在关系,并基于此建立了高压电气贯穿件的项目分解结构,制定专用评价等级细则与全面评价流程,提出了一种基于改进层次分析(modified analytic hierarchy process,MAHP)-熵权(entropy weight,EW)综合评价法的成熟度计算方法。评价结果表明,高压电气贯穿件技术成熟度已达TRL8级,为其转向批量生产决策、降低项目供货风险和转变质量管理措施提供了有效依据与重要支撑,使得高压电气贯穿件在后续工程供货阶段进度及质量管控表现优异,获得了业主的一致好评,为工程的按期建设提供保障。同时,为各类核电产品开展技术成熟度评价与质量管理决策提供了思路和借鉴。

摘要：堆芯入口流量分配研究是新型反应堆设计过程中一项重要的工程验证实验,其结果能为反应堆的热工水力及安全分析提供数据支撑。本文针对中国工程试验堆(CENTER),采用缩比模型开展了堆芯入口流量分配特性实验研究,在不同工况下获得了模拟燃料组件、铍/铝组件、钴靶组件及控制棒导向管内的流量分配因子。实验结果表明:在本文研究的工况范围中,堆芯中大部分冷却剂流过模拟燃料组件,同类型模拟组件间的流量分配较均匀,最大流量相对偏差在±4%以内。实验入口总流量对流量分配特性几乎没有影响。

摘要：核电厂失水事故工况下,化学效应可能引起地坑过滤器过度堵塞,影响应急堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统的再循环功能,导致堆芯、安全壳丧失冷却,威胁核电厂的安全。本文以秦山核电厂二期扩建工程为研究对象,开展失水事故工况下潜在化学产物对地坑过滤器压头损失的影响研究。结果表明,秦山核电厂二期扩建工程安全壳内含Al材料和保温材料在地坑环境中会析出Al、Si,Al、Si元素在地坑介质降温过程中形成了化学沉淀物,化学沉淀物会在地坑过滤器碎片床上沉积,堵塞碎片床流道,缩小碎片床孔隙率,导致地坑过滤器压头损失增加。因此,秦山核电厂二期扩建工程失水事故后存在化学效应,在地坑过滤器性能评估、下游效应分析中应予以考虑。

摘要：消氢启停阈值和消氢速率是非能动氢复合器的关键性能参数。本文设计了一种直观方便的非能动氢复合器性能验证试验方法:将非能动氢复合器放于密闭容器中,并通入氢气,只要氢复合器启动消氢反应且整条消氢过程曲线在给定值直线A以下,则验证了启动阈值不大于给定值A;只要消氢过程曲线最终的水平段在给定值直线B以下,则验证了停止阈值不大于给定值B;只要氢复合器达到稳定消氢状态,通入容器的氢气质量流量即为消氢速率。本文设计并搭建了试验装置,采用非能动氢复合器样机PARQX-15进行消氢性能验证试验,成功验证了消氢启动阈值<2%(体积浓度,下同),停止阈值<0.5%,消氢速率大于536 g/h,证明了试验方法的实用性和有效性。

摘要：通过分析反应堆运行状态的数据对象,并针对反应堆的试验需求,设计基于数字化的集中数据采集与处理系统。该系统综合运用计算机总线、电气隔离、虚拟仪器、LabWindows/CVI平台和Access数据库等技术进行系统的软硬件设计,实现试验过程数据的自动采集记录、故障报警、数据融合分析和远程辐射监控等功能;基于多层构架的软件设计实现运行状态的界面显示和故障查询,提高数据采集的直观性和可靠性。试验证明,本系统运行稳定可靠,数据处理能力强、安全性高,操作简单易维护,提高了反应堆集中数据采集的数字化和自动化程度,达到了设计指标要求。