摘要：为研究磁性阻尼动力吸振器在管道减振方面的应用,根据定点理论开发设计了一款适用于三维管路的单向有阻尼动力吸振器,并基于visual basic编制了关键参数计算器。通过有限元仿真计算、安装位置参数优化和试验验证等方法,验证了该动力吸振器在三维管路减振中的有效性。得出如下结论:使用该套动力吸振器的设计方法开发的动力吸振器,可以有效降低三维管路的振动。试验验证的减振效果与仿真计算验证的减振效果相近。

摘要：一回路注锌技术的应用使得一回路设备表面生成的氧化膜更加稳定,起到降低机组集体剂量的作用。通过分析注锌对机组影响,结合国内某在运压水堆机组注锌目标浓度和现场设备存放条件,设计一套注锌加药设备,明确其设计方案、设备部件参数和工作流程。该设备由溶液混合单元、过滤单元、加药单元及控制单元组成,实现机组运行期间添加醋酸锌和大修期间添加双氧水两种功能应用。

摘要：气动柔性机器人具有质量轻、环境适应性强、无需元件驱动、在恶劣条件下拥有较好的可靠性等优点。然而,转向运动控制一直是气动柔性机器人开发的最大难题并制约其大规模应用。针对此问题,设计一种通过电控加热使得热收缩膜实现主动转向的充气臂式柔性机器人,对其端部执行机构进行建模设计,对充气壁材料和热缩膜材料进行了实验选择;在此基础上,构建热致收缩的转向控制数学模型,搭建实验样机,并对转向效果进行验证。得到结论如下:充气壁带膜选择0.08 mm厚的PE筒膜,热缩膜选取厚度0.075 mm、宽度20 mm的PVC热缩膜,最佳的热缩温度为80℃。通过脉冲控制,实现了直角转向。该柔性机器人在管道检测方面具有良好的应用潜力。

摘要：由于汽轮机通流技术更新迭代及核电厂延寿、提升效率的需求,核电汽轮机在运行20~30年后需要考虑进行一次整体通流改造。某集团2003年投产的两台百万千瓦级合资型汽轮机改造前存在出力达不到设计值问题,通过研究汽轮机隔板通流面积与反应堆的匹配关系并考虑大修工期及造价因素,进行更换前、后流道第一级隔板和后流道第3级隔板的通流改造,改造后两台合资型汽轮机分别提升出力10.02MW、6.98MW。该集团1994年投产的两台百万千瓦级进口型汽轮机长期运行后暴露出铆钉头冲刷脱落、静叶摩擦阻力及扰动损失大、低压缸余速损失大的问题,在20年大修窗口进行高压缸转子、隔板等通流部件更换的通流改造,改造后两台进口型汽轮机分别提升出力8.8MW、8.6MW。

摘要：为探究电脉冲处理(Electropulsing Treatment,EPT)对金属材料缺陷的修复作用,设计了一套电脉冲处理设备和与其配套的处理方法,并对电子辐照样品与拉伸样品等含有缺陷的金属材料样品进行电脉冲处理。利用正电子谱学对原子尺度缺陷的十分灵敏的特点,对电脉冲处理后样品进行正电子寿命谱学等研究,获得纯铁及反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)钢辐照或形变产生的缺陷及通过电脉冲处理后的部分“修复”情况。结果表明:缺陷“修复”的效果既与样品初始状态有关,又与电脉冲处理参数有关,电脉冲处理样品的正电子平均寿命和维氏硬度变化趋势一致。正电子湮没作为新的无损检测方法有望给出脉冲电流作用下材料损伤或缺陷“修复”的判据,可方便、快速及高灵敏探测实际工况部件的缺陷状态。

摘要：蒸汽旁路压力控制策略研究的目的是在机组启动、停止、锅炉并退汽过程中及机组甩负荷或跳闸时实现蒸汽旁路系统全自动控制和蒸汽压力保护。依托于国外某燃气-蒸汽联合循环发电厂两台机组的蒸汽旁路系统的调试和优化,对机组启、停及运行过程中蒸汽旁路的几种压力控制方式及控制问题分析进行描述。旨在为同类型或相似类型发电机组的旁路控制系统组态或系统优化提供帮助,并为带中间再热、蒸汽母管制的汽轮机发电机组的旁路控制策略设计提供参考。

摘要：CPR1000机组中压安注箱的设计目的在于在失水事故期间在氮气压力的作用下短时间内淹没堆芯,从而避免燃料熔化和堆芯损坏。中压安注箱的氮气压力是失水事故分析的关键安全参数。目前,CPR1000机组在实际运行中关于中压安注箱的压力控制范围未考虑仪表测量不确定度(0.6 bar),存在中压安注箱的实际压力控制范围超出安全分析假设的潜在风险,可能影响中压安注箱的安全功能。本文基于对上述问题的安全分析和外部调研,提出了针对核电厂执照文件、运行程序及报警设置等方面的改进建议,旨在保障机组的安全运行,分析认为这些改进是可行的。

摘要：通过调整工件偏压和W掺杂靶功率等工艺参数,研究不同工艺对阀杆DLC膜层性能的影响。利用拉曼光谱研究了不同DLC涂层的化学成分和结构,并采用纳米压痕和显微划痕对涂层的力学性能进行了测试。同时,通过摩擦磨损试验评价了复合涂层的摩擦学性能。结果显示,1200V工件偏压下得到的DLC涂层具有更高的硬度和较低的磨损率。W掺杂的DLC涂层附着力更强,但硬度较低,磨损率较高。这项研究为后续制备高硬低摩DLC涂层工艺设计提供参考。

摘要：核动力厂最终安全分析报告(Final Safety Analysis Report,FSAR)作为核动力运行许可证的申请文件之一,是全面反映核动力厂设计和运行信息的文件,也是营运单位实施核动力厂修改、安全分析及事件评价的重要依据。鉴于FSAR的重要作用,营运单位需要对其进行适当的维护和管理,以确保FSAR能够真实反映核动力厂实际配置。目前,我国核安全相关法规导则尚未提供FSAR维护和管理的具体指导方法,营运单位对FSAR维护和管理方法各有不同,FSAR内容与核动力厂实际配置不一致的矛盾也日渐突出。随着我国运行核动力厂数量的增多,监管单位的监管压力也明显增加。本文基于国内运行核动力厂FSAR的维护和管理现状,结合国外核动力厂的良好实践,提出了FSAR维护和管理的改进建议。

摘要：某核电厂大修时发现与除氧器本体连接的多个给水接管焊缝存在缺陷,通过理化检测、焊接设计强度校核、运行工况影响分析及应力分析等逐项评估,查找出缺陷产生原因为运行过程中除氧器上部进水管线存在空管段,在除氧器补水时发生水锤效应,导致除氧器本体振动,接管焊缝处应力过大或超限造成焊缝产生裂纹。