摘要：采用ANSYS CFX软件,对四根绕丝定位19棒束组件的流动传热特性进行CFD数值模拟研究。对棒束组件进行三维建模,研判适用的网格划分方式,将各种湍流模型下的数值模拟结果与阻力试验数据、Rehme经验关系式进行比较,得出六面体网格划分、BSL湍流模型最适用于四根绕丝定位19棒束组件的数值模拟研究。以光滑19棒束组件作为参照对比,探讨绕丝对棒束组件流动传热特性的影响。研究发现:1)绕丝使得棒束通道的阻力压降增大了25%,二次流增大了1个数量级,子通道间的质量交混与能量交混得以加强,整个棒束通道的温度场变得更加均匀;2)绕丝螺距对阻力系数和努塞尔数都有一定的影响,截面无量纲化二次流的值与绕丝螺旋升角的余切值基本一致。

摘要：在核电站管道破前漏设计(Leak Before Break,LBB)过程中,准确计算流过管道贯穿裂纹的流体泄漏量是最为核心的因素,是确保泄漏量监测系统成功运行,有效预防管道断裂事故发生的关键。如何准确计算裂纹通道的摩擦系数又是管道裂纹泄漏量计算中的核心问题之一。通过数值计算探讨了管道贯穿裂纹的全局粗糙度、局部粗糙度以及破口尺寸对裂纹通道摩擦系数的影响,研究结果表明:摩擦系数与全局粗糙度、局部粗糙度以及破口位移大小密切相关,破口位移δ与全局粗糙度μg的比值是判定摩擦系数计算中粗糙度取值的关键指标,当δ/μg<5.0,即应当考虑局部粗糙度对管道裂纹摩擦系数的影响。

摘要：FRACAS管理程序,是有效提高产品可靠性的最佳途径之一。利用信息化技术建立起核电产品的FRACAS信息化管理系统可以有效的解决产品的可靠性增长问题。通过一个典型的我院故障数据应用实例说明引入先进的信息化故障信息闭环管理系统势在必行。

摘要：通过对临界装置及其所开展的应用和试验相关管理情况介绍,总结了临界装置相关的应用和试验流程及安全管理工作经验,对提高临界装置的安全管理水平与安全运行具有参考意义。

摘要：该试验基于临界堆芯的充硼试验,充硼试验指的是向临界堆芯中逐渐添加硼酸溶液,并通过提升某组控制棒来补偿硼酸所引入的负反应性,以使堆芯再次返回临界状态。在对该堆芯进行充硼试验的过程中,针对多个临界堆芯状态的测点进行试验,使堆芯硼浓度从零逐渐增加,并通过提升控制棒而维持堆芯在不同硼浓度情况下的临界状态,试验时利用数字反应性仪判定堆芯临界状态,记录各临界状态下的硼浓度及临界棒位,并将试验结果与MCNP的计算结果相比较。

摘要：电熔增材是一种新型重型金属3D打印技术,使用该技术制造的16MND5钢是一种新型材料,对其低周疲劳特性进行系统研究,对推动该技术在核电压力容器上的应用具有重要的指导意义。对电熔增材制造16MND5钢进行了低周疲劳试验研究,试验温度为室温和350℃,采用轴向总应变控制方式,应变比R=-1,应变范围±0.2%~±0.8%。对试验数据进行拟合计算,获得电熔增材制造16MND5钢的应力-应变曲线、应变-寿命曲线和低周疲劳设计曲线等。采用扫描电子显微镜对疲劳试样断口进行了观察,结果显示电熔增材16MND5钢的低周疲劳断口存在多个裂纹源,裂纹扩展区为一系列相互平等的疲劳条带,扩展区同时存在着蠕变孔洞和二次小裂纹,最终断裂区属于韧性断裂。

摘要：设计了基于差分运放和光耦开关的硬件采样模块,以及基于Lab VIEW的算法程序、数据采集及界面控制的软件处理模块的燃料电池单电池电压特性巡检系统。该系统精度高、抗干扰性强、测试电压路数多,而且能实现数据的实时采集、显示和保存,并对电压异常情况进行警示。本系统已成功应用于百瓦级阴极开放式燃料电池堆的测试,实验证明具有良好的测试精度与稳定性。

摘要：核能也称原子能,是原子核结构发生变化时释放出来的巨大能量,包括裂变能和聚变能两种主要形式。核能装备长期在强腐蚀、强辐射、高温、高流速等极端环境下运行,多因素耦合损伤极易导致关键部件服役性能的急剧退化直至失效,一旦部件性能失效将可能引起灾难性事故。例如,2011年日本福岛核事故中,反应堆堆芯中的锆合金包壳与高温水蒸气剧烈反应,最终造成堆芯熔化和氢气爆炸,对社会和环境造成了巨大的负面影响。此后,满足更高安全裕量的核材料和技术提升成为研究热点。国内外的学者、企业围着核能装备对安全运营的更高要求,在新材料体系、涂层技术和表面改性技术开展了持续的研究和开发,取得了一系列重要成果。

摘要：目的研究电机在不同工况下的温升情况,完成电机散热能力评估,为电机散热优化和工程通风设计提供参考。方法模拟驱动机构实际运行环境,在断风条件下进行自然散热温升试验,获取电机温升最大工作模式,并在该模式下进行2种风速条件下的通风试验,获取定子绕组的平衡温度。当定子绕组达到热平衡后,切断通风,进行断风试验,获取最大断风时间。结果电机温升最大时,工作模式为三相通电,增大风速可降低定子外壁温度,提高定子绕组与定子外壁的温差。三相通电工况下,5 m/s和8 m/s风速下最大断风时间分别为15 min和22 min。结论开展了电机温升试验研究,获得了典型工况下电机的温升状况,为电机散热优化和工程通风设计提供了参考。

摘要：针对大型民用核动力船舶的安全性问题,应用层次分析方法对民用船舶核动力装置的二回路系统进行故障分析,以此为其运行安全性提供理论依据和技术支撑。通过建立一个基于研究目标的多层次递阶结构模型对民用核动力船舶二回路系统进行故障分析及风险评估,确定对二回路系统影响最大的指标参数。研究结果表明:二回路系统中汽动给水泵系统、电动给水泵系统、主给水流量控制系统和高压给水加热器系统为风险较大的关键因素。