摘要：为了研究FeCrAl-ODS钢的抗辐照性能,采用原位离子辐照方法研究了FeCrAl-ODS钢辐照过程中位错环的演变,采用纳米硬度表征了FeCrAl-ODS钢的辐照硬化效应。研究结果表明:经离子辐照后,FeCrAl-ODS钢中产生了和1/2位错环,位错环的平均直径和位错环数密度都随辐照损伤剂量的增大而增大。随辐照温度的升高,位错环的生长速率增大而数密度有所降低。经10 dpa离子辐照后,FeCrAl-ODS钢的辐照硬化值仅为0.35 GPa。相比FeCrAl合金,FeCrAl-ODS钢具有较好的抗辐照硬化性能。

摘要：2022年,法国电力公司(EDF)大量核电机组因一回路管道应力腐蚀开裂(SCC)问题而停堆检修,对法国甚至欧洲的生产生活造成巨大影响。针对该事件,在总结国内外核反应堆类似失效案例及材料老化研究成果的基础上,对反应堆不锈钢部件的SCC问题的机理、影响因素、抑制措施开展了分析,并结合我国核电机组服役时间逐渐延长,材料老化、设备失效问题日益突出的现状,提出我国核电运维改进措施,如优化残余应力、加强监督和检查,研发更有效的无损检测技术等。同时,探讨了我国在反应堆材料老化研究方面的发展方向。

摘要：为了提高热管微堆物理计算效率,基于栅元均匀化-堆芯输运计算两步法,从各向异性散射、燃料均匀化模型、泄漏修正、能群结构等方面,开展了基于蒙特卡罗程序的热管微堆输运计算所需少群截面制作方法研究。数值结果表明:采用输运修正、泄漏修正等方法,并且外围燃料采用专门的“燃料-反射层”均匀化模型,两步法计算得到的有效增殖因子(k_(eff))偏差小于100pcm(1pcm=10^(−5)),功率分布偏差小于3%,控制鼓总价值偏差小于5%,且堆芯输运计算代价比蒙特卡罗一步法全堆计算小2个量级。因此,本文研究的栅元均匀化-堆芯输运两步法满足工程设计的精度要求,同时大幅提高了热管微堆物理计算效率。

摘要：阐述了基于物理信息指引的神经网络模型(PINN),构造深度神经网络作为试函数,将其代入中子学扩散方程形成残差,并作为机器学习的加权损失函数,进而通过深度机器学习技术逼近中子学扩散方程数值解;针对扩散方程的特点,提出了特征值方程加速收敛方法、有效增殖系数(k_(eff))高效并行搜索技术、学习样本网格点不均匀分布策略等创新性关键技术,并对神经网络深度、神经元数量、边界条件损失函数权重等关键参数进行了敏感性分析。验证计算结果表明,该方法具有良好的精度,提出的关键技术具有显著的成效,为中子学扩散方程的数值求解探索出了新的技术途径。

摘要：本文具体介绍了大亚湾核电站的管道和设备,对保温材料的要求、保温件表面清洁度要求、各种保温类型(冷、热和伴热)的构成及其适用范围、保温范围及可拆范围、保温壳强度和刚度保证措施、保温壳的尺寸及安装方向、保温结构设计的特点等方面内容。可供保温材料生产厂家及核电站保温设计、施工的人员参考。

摘要：从分析泥沙淤积的客观规律出发 ,根据设计经验和实际工程的教训 ,针对低含沙量海水泵房设计 ,提出在资料收集 ,科研试验 ,系统设计 ,设备设计 ,泵房布置 ,泥沙监测 ,泥沙清淤等方面需注意的要点。以利于更好地把握此类泵房的设计 。

摘要：为改善医用镁合金微观组织特征与降解行为,采用挤压形变工艺改变医用镁合金的晶粒尺寸特征及析出相/金属间化合物尺寸、分布规律,探究了挤压态医用Mg-2Zn-0.5Gd-1Y-0.5Mn镁合金微观结构特征及降解行为。结果表明:不同的热挤压变形并没有改变Mg-2Zn-0.5Gd-1Y-0.5Mn镁合金中第二相的类型,但改变了第二相的分布和形貌。Mg-2Zn-0.5Gd-1Y-0.5Mn镁合金的成分主为α-Mg和W-Mg3Y2Zn3。电化学测试结果表明,铸态、挤压370℃和挤压390℃合金腐蚀电流密度分别为2.498、3.656、1.012μA·cm^(−2)。这是由于铸态组织中析出相/金属间化合物呈带状分布在基体中,可作为微阴极形成电偶腐蚀位点,加速合金腐蚀速率。合金在370℃挤压时,由于实际温度较低,部分粗化相未能充分溶解到α-Mg基体中,随着析出相数量增加及分布混乱无序,微阴极面积比例增大,进而导致腐蚀速率加剧。而390℃挤压态镁合金的挤压速度快、耗散行为慢,且铸锭与挤压机间摩擦强烈,已发生充分动态再结晶行为,降低了微阴极数量/面积,增强了合金耐腐蚀性能。

摘要：核材料生产线上很多设备(如混合器、反应器设备)是球形结构,在生产过程中,内部会有核材料滞留。知道内部核材料的滞留的数量,对于核材料管理与衡算和核材料临界安全至关重要。本文研究对象为球形反应器内部核燃料滞留量的测量,该反应器左面、右面和后面都有其他设备,测量仪器只能放在其前面的有限空间内进行测量。为此,本文提出探测器分层扫描方法,首先认为球形容器内部的核材料近似球形分布,自上而下分成若干层,在每一层上近似认为滞留的核材料是均匀分布,探测器自上而下逐层进行扫描测量,获取数据;利用蒙特卡罗随机过程模拟方法,计算探测器对每一层的探测效率,应用最小二乘法或最大似然法,对核材料分布进行重建计算,这样不仅可以给出比较准确的反应器内部核材料的总量,而且还可以给出核材料在内部的分布的大致情况。本文采用蒙特卡罗模拟计算和实验两个方面,对该方法进行了验证,证明该方法是正确的。

摘要：如何选择水泵形式并对其数量进行配置,是核电站设计中一个比较关键的问题。国内某滨海核电站为百万千瓦级压水堆核电站,单台机组的循环水流量达64m3/s。介绍了该核电站循环水泵在选择中的思路和重点应考虑的问题,比如选用一机两泵还是一机四泵,特大型混凝土蜗壳泵的可行性、可靠性,驱动方式采用直接连接还是间接连接等。经过分析论证,最终确定采用一机两泵的方案,水泵形式为混凝土蜗壳泵,驱动方式采用间接连接方式。

摘要：应用新版的MELCOR程序,以600 MW机组为对象,进行了SBO严重事故进程研究,在严重事故计算分析中比较了稳压器功能延伸、非能动氢气复合等缓解措施(3个方案)对严重事故进程和现象的影响。对堆芯熔融过程中包壳和燃料栅元的径向和轴向分段失效模式进行了模拟;计算了熔融堆芯和堆坑混凝土的相互作用(MCCI)引起的堆坑径向和轴向熔蚀的情况;对事故中后期可燃气体的产生、分布及非能动氢气复合系统在安全壳中对氢气的复合效应进行了评价和分析。分析结果表明,事故下稳压器延伸功能的及时投入,可使堆芯整体坍塌失效及压力容器熔穿均延后了近5 h,同时也降低了通过蒸汽发生器(SG)U型管向二次侧及环境早期释放放射性的风险。方案3_C表明10台氢气复合器在24 h内有效地复合了667 kg氢气,安全壳大空间最大氢气摩尔浓度为3.12%,安全壳内压力约为0.4 MPa。