摘要：为研究单侧钢板超高性能混凝土(half steel ultra-high performance concrete,HSUHPC)组合板单元的面内受力性能,设计了12个HSUHPC组合板单元试件,采用自主研发的平面双向多功能加载装置完成了3个单向受拉试验、3个双向受拉试验和6个循环剪切试验,研究含钢率、配筋率对HSUHPC组合板力学性能的影响。结果表明,钢板、钢筋和超高性能混凝土在弹性和开裂初期的变形较为一致,在后续的加载阶段能够保持共同受力;HSUHPC组合板中配置的钢筋与超高性能混凝土之间能够发展有效的应力重分布,由于残余拉伸强度较高且具有良好的应变硬化性能,超高性能混凝土能够提供至少50%的受拉和受剪承载力贡献;配筋率和含钢率对HSUHPC组合板单元承载力均有影响;双向受拉工况对HSUHPC组合板单元的面内承载力影响不大,与单向受拉工况下HSUHPC组合板单元的面内承载力接近。基于试验数据和相关现行规范,提出了HSUHPC组合板单元的受拉和受剪承载力计算式,公式计算结果与试验结果偏差均在±10%以内,证明其具有较高的计算精度。

摘要：日本福岛核电站事故使核电设计者认识到只靠能动设备的冗余设计无法保证核电站的安全,而采用非能动的冷却方式可以提高主控室最终热阱的可靠性和稳定性,以保证主控室的可居留性。研发一种更加安全、可靠、成本低的主控室非能动冷却系统是目前核电技术发展的目标之一。本文提出的以非能动冷却通道为热阱的方式,依托自然通风原理,可安全、可靠地将主控室余热排出,可以以较小的工程成本实现主控室全厂断电后的可居留性。以某核电站主控室为研究对象,通过建立数学模型确定了实现其可行性的系统设计参数,同时对以非能动冷却通道为热阱的主控室在全厂断电事故后的环境温度进行了分析,验证了主控室的可居留性,证明了该设计方案的合理性。

摘要：高温气冷堆核电工程采用全陶瓷型包覆颗粒球形燃料元件,所以球路系统的阀门输送转换设备等管道特殊件和传统核电及化工厂所用的管件有很大区别,现有的三维设计软件模型库中没有此类管道特殊件模型,同时管道ISO图中也无法精准表达出这类特殊管件的ISO图符号。为解决此类问题,提高设计质量,基于Smart 3D三维设计软件对此类管道特殊件进行开发定制,以提高管道特殊件的三维模型精度和ISO图符号准确性及可读性。

摘要：近年来,随着科技水平飞速提高,电磁波在各个领域广泛应用。而电磁防护成为军事及核电领域重点研究对象。如何吸收电磁波从而减少暴露风险成为了现代科学研究的重大课题之一。本文结合电磁防护领域的相关理论及几何学的设计方法使用新型高分子材料设计了一种新型的双层频率选择表面,采用PLA作为介质基底,聚合物基导电复合材料作为贴片设计的频率选择表面。经仿真分析发现:相较于传统材料,聚合物基吸波器件的中心谐振频率更高,且其电磁参数在一定范围内可调,可以更好地实现吸波效果;相较于其他影响因素(FSS单元尺寸,导电复合材料电导率),PLA层的电容率(即相对介电常数实部)对中心谐振频率影响更大,当相对介电常数实部在1.6~3.2范围内增加时,其中心谐振频率明显向低频移动,最大吸波率也随之增加。最终经仿真分析得到采用无分形的缝隙型五边形环状结构的聚合物基吸波器件设计参数。

摘要：传统的三相并网逆变器需要安装交流侧电压传感器,增加并网逆变器成本的同时影响了可靠性。本文研究了一种基于二阶广义积分器的电网电压观测器,并结合了基于电容电流反馈有源阻尼的准比例谐振控制算法,实现了并网电流的精准控制。仿真结果证明这种控制方法的有效性。

摘要：核电厂能力因子是国际公认的核电厂运营效率衡量指标,其定义为一个固定时期内(通常为一年),发电机组的可用发电量与额定发电量的比值,即核电机组能力因子等于机组额定发电量减去电量损失之差除以机组额定发电量。其中,换料大修工期是影响电量损失的重要因素。根据国际原子能机构(IAEA)的数据,最近10年世界各类型核电机组的能力因子几乎都在85%左右。核电厂发电创造的社会价值及经济价值的多少与其能力因子直接相关,而能力因子与一年的净发电量成正比,因此,提高能力因子就需要提高净发电量。随着核电厂运行技术水平的提高,正常运行期间,除了一些必要的核安全相关的试验需要损失功率外,核电机组几乎很少发生异常功率损失。然而,根据核电机组自身核燃料设计的特点以及核安全相关设备的可靠性要求,核电机组不得不定期进行大修。因此,大修工期长短造成的计划能量损失的多少就成为影响机组能力因子最主要的因素。本文从大修工期中较为耗时的方面着手,在系统工艺设计优化的角度缩短大修工期时间,从而减少机组能量损失。

摘要：基于精细壳单元模型和单元应力验算准则的传统反应堆厂房结构抗震设计方法,往往难以满足高烈度厂址的设计需求。为了解决该问题,借鉴日本核电厂抗震设计规范的相关规定,针对高温气冷堆钢板混凝土筒体结构,基于有限元推覆分析结果,计算得到各层截面的宏观弯矩-曲率和剪力-剪切变形骨架曲线,并结合滞回规则,建立了结构的集中质量模型。随后基于该模型开展了结构地震响应弹塑性时程分析和优化研究。分析结果表明:建立的集中质量模型具有较好的精度,相比精细壳单元模型具有更高的建模和计算效率;在最大加速度为0.6g的地震动作用下高温气冷堆钢板混凝土结构的平面最大剪应变约为日本规范中钢板混凝土组合剪力墙极限剪应变限值的63%,仍有较大的优化空间。

摘要：为解决高温气冷堆示范工程(HTR-PM)蒸汽发生器绝热材料装配问题,保证绝热材料达到设计要求的填充密度及压力,针对于蒸汽发生器不同位置进行装配工艺试验研究,通过试验测量压缩与回弹关系,得到不同压力下的保温材料填充密度。试验结果表明,热氦气侧采用毯状绝热材料,冷氦气侧采用锥形块及絮状绝热材料,可以满足设计要求的密度及压力。因此,通过本研究成功解决了蒸汽发生器绝热材料装配问题,为后续高温气冷堆项目建设提供了技术保障。

摘要：NHR200-Ⅱ型供热堆是具有固有安全性的一体化模块式核反应堆,其设计上的安全特性保证了不会发生堆芯放射性物质的大规模泄漏,在技术上具备简化场外应急的可行性。本文在调研国内外先进反应堆在应急准备方面的研究成果基础上,参照国内对于小型核反应堆最新的监管要求,针对某厂址条件选取保守的超设计基准事故进行了剂量测算,论证了应急计划区设置在场区边界的可行性,同时提出了实施场外应急简化的建议。

摘要：为研究多模块高温气冷堆核岛厂房基底隔震结构的抗震性能,设计缩尺比为1/20的核岛厂房振动台试验模型,分别进行抗震、摩擦摆支座隔震、橡胶支座隔震三种工况下的振动台试验,对比分析不同工况下核岛厂房隔震结构的动力响应规律,包括结构动力特性、加速度和位移响应、楼层反应谱等。试验结果表明:采用隔震措施后,结构自振周期明显延长,隔震效果显著;三向地震动输入时,隔震上部结构的加速度放大系数在四层以上会突然增大,这是由于结构中部T形墙高度仅至四五层之间,结构在此处被削弱;结构整体刚度较大,抗震结构和隔震后上部结构的相对位移均较小,基本处于平动;隔震措施能明显减小核岛厂房结构在其自振频率处的水平向加速度反应谱峰值,而在隔震频率处隔震模型加速度反应谱值有所增加;在三向地震动输入下,隔震模型的竖向楼层加速度谱较抗震结构的竖向加速度谱有明显放大。