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[硕士论文] 沈维
动力工程及工程热物理;电站热工信号处理 东南大学 2017(学位年度)
摘要:堆芯燃料延长周期是核电机组正在开展的一项重要工作,现有的方法是在保证机组安全的条件下,通过比较堆芯相关系统设备的历史失效数据,得出系统能够延寿的结论,从而提高机组的经济性。本文在此方法的基础上,通过建立相关系统的可靠性模型来研究其是否符合延寿的要求,为目前堆芯燃料延长周期提供理论依据。论文结合本学科专业知识、可靠性建模理论以及现代数据处理方法,以安全注入系统为对象,进行了相关研究工作,具体工作如下:
  (1)以威布尔分布为理论基础,针对国内某压水堆核电机组的安全注入系统,采用双线性回归、极大似然估计、支持向量机法以及灰色估计法等方法,构建了该系统相关设备的可靠性模型。利用机组已有的设备故障历史数据,对安全注入系统的设备如止回阀、截止阀、高压安注泵、低压安注泵、流量控制阀等进行了设备模型参数估计,得到了不同方法下的设备参数估计值。通过所建模型得到设备的累积失效概率值,并与经验中位秩公式所获结果进行比较,得出理论计算值与经验值之间偏差的平均值E和标准差σ,通过比较不同方法得到的E和σ,选取偏差最小的一组进行相对误差的计算,得出其模型误差结果小于5%的结论,即从统计学角度验证了该系统设备可靠性模型参数的合理性。为保证所建模型的正确性,将模型得到的安全注入系统设备可靠度和故障率与已有评估方法所获结果相比较,两者一致。
  (2)根据安全注入系统的特点和串联、并联、旁联以及r/n(G)模型的特征,分别构建了高压安注系统可靠性模型、中压安注系统可靠性模型和低压安注系统可靠性模型,结合设备级的可靠度,对以上三个系统可靠性进行计算和预测。将所获结果与历史值相比较,得到高压安注系统冷热管段同时注入阶段、中压安注系统、低压安注系统冷管段直接注入阶段、低压安注泵冷段再循环阶段的可靠性计算值均与核电工程的安全注入系统长燃料循环周期一致的结论,即安注系统这几个阶段的可靠性在堆芯燃料循环周期由12个月延长至18个月后,能够满足核电运行的要求,验证了这几个阶段可靠性模型的正确性和可行性。而高压安注泵冷管段直接注入阶段、低压安注泵冷热段同时注入阶段的可靠度与历史值相比,在堆芯正常换料周期内(12个月)符合历史值,在12个月至18个月期间接近实际可靠度,也说明了安全注入系统可靠性模型的正确性。
  (3)编写了MATLAB环境下运行的安全注入系统各设备可靠性评估软件包,软件能实现参数的输入/出、存储,数据的拟合以及图示化等功能,并且对该软件进行数据测试得到了设备的可靠性,该结果与历史值一致,验证其软件的可行性。
[硕士论文] 李培培
控制工程 西南科技大学 2017(学位年度)
摘要:核能谱测量技术作为一种重要的信息获取手段,具有精度高、灵敏度高等优点。数字核谱仪作为核能谱测量的重要工具,性能一直备受本领域研究人员所关注。由于数字核谱仪本身及核脉冲信号自身的特性,数字核谱仪的能量分辨率一直是关于数字核谱仪研究的重点。
  本文列举了影响数字核谱仪能量分辨率的主要因素,根据这些因素提出了改善数字化引入核脉冲信号时带来的误差的思路。在对比了经典卡尔曼滤波与鲁棒H∞滤波之后,选取鲁棒H∞滤波算法实现了数字化核脉冲信号的滤波及基线恢复处理。在明显提高脉冲基线恢复精度的前提下,规避了经典卡尔曼滤波算法过分依赖前一时刻估计值、在噪声不稳定时处理结果不理想的缺点。
  在核脉冲信号成形过程中,本文使用Z变换法,并在研究现有算法的基础上提出了改进算法,改善了现有梯形成形算法在误差累计过程中对成形结果造成的影响,使数字核谱仪的能量分辨率得到改善。
  本文在最后设计并实现了一套数字核谱仪系统,该系统由基本的探测器系统、数字化信号采集系统以及数字化核脉冲信号处理系统组成,能够实现脉冲信号的数据采集及成形、基线处理等功能,对理论得出的最优化数字核信号处理方案的可行性与合理性进行了验证。为核事故发生时,能够使用数字核谱仪测量核事故现场核辐射类型以及能量、时间等信息奠定坚实的基础。
[博士论文] 张澍
核科学与技术 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:蒙特卡罗方法能够精细描述和处理反应堆物理过程,是反应堆高保真粒子输运模拟的重要工具,但其收敛速度慢是固有的理论缺陷,成为工程实际应用中的突出障碍。反应堆高保真粒子输运模拟要求得出精细且全局收敛的计算结果,存在大尺度、深穿透、厚屏蔽以及几何、材料分布不均匀等问题,会导致全局收敛速度不均匀,达到收敛耗时极长;另一方面,裂变堆分析中还存在裂变源分布不均匀,计数器数量巨大等问题。本文基于超级蒙卡核模拟软件系统SuperMC,针对上述问题,进行加速方法的研究。主要内容及创新如下:
  1)针对反应堆高保真粒子输运模拟中全局收敛速度慢问题,发展了基于相空间粒子密度均匀性的自适应优化全局计算效率的全局权窗产生器,将粒子均匀输运到整个模型空间以加速全局收敛。在全局减方差方法的基础上,本文进一步研究了全局-局部耦合收敛加速方法:将全局权窗作为计算输入的一部分,可显著提升传统的权窗产生器的收敛加速效果。以乏燃料储存池模型进行测试,与直接模拟相比,全局计算时衡量计算收敛速度的品质因子(FOM)提升千余倍;对所选取的局部计数目标的FOM提升百余倍。
  2)针对裂变堆全堆芯模拟收敛速度不均匀的问题,本文发展了一种全局权窗产生器-裂变源均匀化耦合加速方法:一方面根据裂变源均匀化方法初步实现临界源粒子的均匀分布,同时应用全局权窗产生器实现对输运过程的偏倚;另一方面,裂变源均匀化方法可根据源粒子密度分布偏倚源粒子的初始权重,使其与全局权窗的参数相适应,从而进一步提高了计算效率。对Hoogenboom全堆基准例题的测试表明,与直接模拟相比,热群通量分布的计算FOM提升约30倍,快群通量分布的计算FOM提升约20倍。
  3)针对大规模计数问题,本文发展了一种基于计数辅助树的大规模计数方法,建立了与几何栅元一一对应的树形结构,并在节点中存储了相应栅元的计数信息,通过当前粒子所在栅元的几何信息从树中快速读出对应的计数器。对Hoogenboom例题全堆芯六百万栅元进行计数时,计数耗时仅为输运耗时的4%,与传统遍历查找计数方法比,显著提高了计算效率。
  为了验证本文方法对实际反应堆工程模型的适用性,采用了ITER发布的C-Lite基准模型与压水堆基准模型BEAVRS进行了验证。与直接模拟相比,该方法使得C-Lite模型屏蔽计算FOM因子提高百余倍,BEAVRS模型通量分布计算FOM提升约10~20倍,说明了本文发展的方法在实际工程应用中具有明显的加速效果。
[博士论文] 刘志宾
控制科学与工程;控制理论与控制工程 华北电力大学;华北电力大学(北京) 2017(学位年度)
摘要:核电仿真机对核电厂运行、人员培训等起着重要的作用,而核反应堆堆芯中子通量分布的计算是构成全范围核电仿真机的核心内容之一,开发具有自主知识产权的堆芯中子物理计算软件包是实现核电全范围仿真机自主化的关键。本文从国内天然铀需求、乏燃料产生量的外在驱动力作为出发点,开展对核反应堆功率分布计算的研究,并为核燃料管理软件的开发打下基础。
  本文主要研究内容如下:
  (1)在国内首次系统性研究分析了中国2050年之前三代压水堆(PWR)的核燃料情景分析。采用“一次通过”模式仿真分析了2050年前我国核燃料需求量,定量的计算出三代压水堆核电站所需的铀资源、分离功、乏燃料、Pu和次要锕系元素的产生量,计算的结果对当前中国核燃料的需求和乏燃料的处理敲响警钟,有必要加快推进核燃料闭式循环的步伐;并从核燃料循环利用角度出发,指出压水堆和CANDU堆的配比数量关系。这些计算结论对研究堆芯中子物理的分布也具有比较强的背景意义。
  (2)开发了CoSGET(Core Simulator based on General Equivalence Theory)堆芯功率分布计算软件包。选择已安全运行39年的加拿大Pickering核电站作为研究对象对CANDU堆的空间中子通量分布进行研究。从理论上研究了以自然铀作为燃料的CANDU堆中子通量分布状态,而压水堆的乏燃料铀富集度的含量与其是相当的。模型采用两群理论(热中子和快中子),在笛卡尔坐标下选择先进节块法作为处理堆芯空间几何的方法,以等效均匀化理论为基础,提出采用中心网格有限差分法(Centered Mesh Finite Method)作为解耦节块平均中子通量和节块界面中子净流的方法,验证表明中心网格有限差分法在CANDU堆中的应用其综合误差在1%左右;采用幂法和SOR迭代法求取扩散方程的特征值和中子通量密度。迭代过程通过与内循环采用SOR法、外循环采用Wielandt结合源外推方法比较得出:本文采用的方法在运行速率和迭代次数上要好于后者;同时迭代过程也印证了SOR的松弛因子的选择对程序运行时间和迭代次数有着比较大的影响。合理的选择SOR的松弛因子将能有效降低迭代次数并提高运行效率。软件包建立了390个通道的细网模型,仿真分析了堆芯中子通量在反应堆的空间分布状况;并将细网模型过渡到粗网模型仿真分析了反应堆稳态状况下的等效均匀化参数(堆芯中子通量分布、扩散系数、吸收截面、裂变截面、不连续因子和反照率)。
  (3)针对Pickering核电站堆芯物理结构在动态方面考虑了12种扰动因素:调节棒、停堆棒、燃料棒温度、慢化剂温度、硼浓度、氙毒物、轻水控制区、冷却剂温度、冷却剂纯度、慢化剂纯度、慢化剂液面高度、通道换料、空泡效应,同时分别仿真分析了扰动因素对反应堆反应性的影响,最后得到堆芯满功率工况下的稳态功率分布,通过比较得出Kcff误差为0.38%,全堆芯390个通道的满功率与热工水力计算的值误差为0.16%,功率分布在堆芯内部误差0.6%以内,外部偏差为1~2%,说明了本模型具有比较高的计算精度,可以作为CANDU堆仿真机的堆芯中子物理计算工具使用。
[博士论文] 李璐
动力工程及工程热物理;核电与动力工程 华北电力大学;华北电力大学(北京) 2017(学位年度)
摘要:放射性源项关系反应堆系统运行、维修维护及退役等环节,对辐射防护、个人和集体剂量以及安全分析有重大影响。水冷反应堆中,结构材料与冷却剂接触发生腐蚀,生成了较稳定的氧化层,金属离子穿过氧化层释放进入冷却剂。辐照区的氧化层以及由冷却剂携带进入辐照区的金属离子受中子辐照发生活化反应成为放射性物质,冷却剂中的放射性物质在冷却剂的携带下沉积到非辐照区形成了γ辐射场,对电厂检修维护及运行人员构成辐照危害。正常运行工况下,压水堆堆芯外90%的集体剂量是由与一回路冷却剂接触的管壁上沉积的活化腐蚀产物引起的。对于水冷聚变堆,不存在裂变产物,活化腐蚀产物成为放射性的主要来源。无论压水堆还是水冷聚变堆,活化腐蚀产物对正常运行工况下的职业照射以及事故工况下的潜在放射性释放都存在着重大影响,直接影响工作人员的照射剂量水平。对活化腐蚀产物的研究是反应堆事故分析、剂量与辐射防护优化、放射性废物管理等的重要技术基础,是反应堆审查取证的重要环节。
  目前国内外计算活化腐蚀产物多数使用的是经验模型和半经验模型,其应用范围非常有限,依赖于电厂运行数据或试验数据,模拟温度、pH值等参数限制在一定范围内的变化,只适用于特定的堆型和工况;对放射性核素的种类和核反应的种类有极大的限制,只能计算Co-58、Co-60、Fe-59、Cr-51、Mn-54等几种放射性核素的核反应,不能满足聚变堆高能中子辐照下多种材料的源项分析需求,也不能满足事故瞬态下短寿命核素的计算需求;聚变堆独有的脉冲运行特点也对计算提出了新的要求。
  本论文开发了基于经典的经验模型的水冷反应堆主回路活化腐蚀产物计算程序。对水冷反应堆主回路活化腐蚀产物的产生与迁移机理开展研究,建立基于浓度差驱动原理的机理模型,开发了基于机理模型的水冷反应堆主回路活化腐蚀产物计算程序。脱离了对核电厂及试验回路的经验系数的依赖,结合溶解度的计算成功实现了物质迁移方向的自动匹配功能,突破了以往程序对堆型及运行工况的限制。
  借助课题组中的沉积试验及测量结果,根据对模型计算值和试验测量结果的分析,对沉积模块进行修正,成功实现了pH值对沉积行为的影响的模拟;对多种结构材料进行了不同运行环境下的腐蚀行为模拟试验,解决了聚变堆工况下腐蚀模型计算不准确的问题;引入EAF-2007数据库,为活化及衰变反应提供核数据,实现了计算任意放射性核素的功能;加入多种脉冲等效模块,满足不同计算需求及聚变堆型的要求,保证计算精度的同时可以大幅提高计算效率;添加点核积分模块计算相应的剂量率及职业照射ORE(Occupational Radiation Exposure),实现了放射性活度与剂量率的转换。通过上述工作,克服对pH值变化范围的限制,突破了以往程序对材料及工况、放射性核素种类的限制,直接给出γ剂量场使得计算结果更加直观。
  基于以上工作,开发了适用于压水堆和水冷聚变堆的活化腐蚀产物计算分析程序CATE。为充分验证模型的正确性及程序的适用性,分别从试验验证和程序验证两个角度选取了试验回路MIT-PCCL回路、水冷聚变堆ITER LIM-OBB回路和压水堆秦山二期核电厂一回路进行了模拟分析,并与公开发表的文献结果进行了比对。计算结果均能与试验测量值和程序计算值保持在同一数量级,在源项计算领域内可以认为计算结果是吻合的,从试验和程序的角度验证了模型的准确性和结果的可靠性。
  水冷聚变堆的高温高压环境、产生的高能量中子会对结构材料产生较强的腐蚀、活化作用,水冷聚变堆对结构材料提出了更高的要求,结合我国已生产的多种低活化材料,应用CATE程序首次实现了国际热核聚变实验堆ITER(International Thermonuclear Experimental Reactor)环境下国产低活化材料及传统奥氏体不锈钢对水冷聚变堆活化腐蚀产物影响的对比分析;当前中国聚变工程试验堆CFETR(China Fusion Engineering Test Reactor)处于设计阶段,活化腐蚀产物源项的水平是其颁证的关键影响因素,可能对聚变堆设计和运行有很大的影响,目前国内尚无对CFETR活化腐蚀产物水平计算分析的研究工作,本文应用CATE程序实现了对CFETR包层回路的活化腐蚀产物进行计算分析。
[博士论文] 杜晓超
动力工程及工程热物理;核电与动力工程 华北电力大学;华北电力大学(北京) 2017(学位年度)
摘要:铅铋合金(LBE)是先进核反应堆冷却剂的候选材料,同时还可作为加速器驱动次临界系统的散裂靶材料,为实现高放射性核废料的嬗变提供中子源。但是高温铅铋合金对结构材料具有强烈的腐蚀性,在开发与应用铅铋合金作为反应堆冷却剂材料和ADS散裂靶材料的时候遇到了严重的问题。研究结果显示,多种金属元素可以在液态铅和铅铋中发生溶解,而且金属在LBE中的溶解度会随温度的升高而升高。所以液态铅铋合金对结构材料的腐蚀速率会随着温度降低而减小。然而,降低核反应堆运行温度就意味着以牺牲核电厂的热效率为代价,这将直接影响到电力生产系统的经济性。因此,从核电站的经济角度考虑,低温运行不是最佳方案。研究发现液态铅铋合金的氧浓度是影响结构材料腐蚀速率的重要因素,通过动态控制液态铅铋系统中的溶解氧浓度,可促进结构材料表面氧化膜的生成和维持,将腐蚀和溶解控制在最低限度,确保核反应堆在使用寿命内的安全运行。目前,国际上控制液态金属中的氧浓度方法主要有两种:气态氧控和固态氧控。国内外关于控制铅铋合金氧浓度的研究大多都是气态氧控控制技术,固态氧控控制技术的研究相对较少。特别是国内关于氧控技术的研究在固态氧控方面尚属空白,因此,推进国内铅铋合金应用技术的发展,开展固相氧控技术的理论研究与实验研究,对推动先进快堆和ADS发展具有重要的意义。
  首先,在广泛调研国际上固态氧控技术的发展现状的基础上,确定研究方案,设计和建造罐式液态铅铋合金综合实验平台,并自主制备氧化铅陶瓷作为固态氧控系统的补氧剂。以此为基础,展开铅铋合金中固态氧控及相关问题的实验研究。
  其次,在固态控氧技术中,固体氧化铅的溶解速率是影响调节效果的主要因素。通过MATLAB建模对氧控系统中铅铋合金与固体氧化铅之间的质量交换过程进行模拟,计算了旁路式质量交换器中氧化铅的溶解速率,与文献中的结果进行了对比,计算结果可以很好得与实验结果相吻合。应用该模型计算了不同工况下氧化铅的溶解速度,总结规律发现氧化铅的溶解速度随流体流量增加而线性增加,随温度的增加呈指数规律增加。
  最后,在罐式铅铋合金综合实验平台上,就铅铋合金中氧化铅的溶解速度、氧浓度的响应速度、氧化铅的中毒现象、氧控条件下结构材料的表面性能等具体问题展开实验研究。获得如下结论:(1)固态氧控能快速有效地调节氧浓度。在435℃的静态铅铋合金中对比了气态氧控和固态氧控的调节氧浓度效率,实验结果发现固态氧控调节时氧浓度响应速度快,而且没有出现过度氧化现象,说明固态氧控不仅能快速调节铅铋合金中的氧浓度,还不会污染冷却剂系统。(2)氧化铅颗粒性能良好。实验后的氧化铅颗粒完整,因流场不均匀溶解程度不一致。但是与文献相比,在低流速高氧浓度的铅铋合金中,氧化铅颗粒的平均溶解速度明显高于文献中氧化铅的溶解速度。(3)在静态的高氧浓度铅铋合金中开展了氧化铅中毒现象的实验研究,实验后对样品表面的SEM和EDX分析中没有发现氧化铁层,验证了在高氧浓度铅铋合金中固体氧化铅的不会出现中毒效应。正常工况下池式反应堆内不会出现整体或局部氧浓度过低情况,所以本组实验结论也说明池式反应堆中的固态氧控系统具有固有安全性。(4)氧化后不锈钢表面润湿性变差了。本文选择了319L、T91和CLAM三种不锈钢材料作为研究对象,在450℃的饱和氧浓度铅铋合金中分别进行了400h、800h和1200h的氧化腐蚀实验,随后采用静滴法测量铅铋液滴在样品表面的接触角,通过对比,发现腐蚀后样品表面接触角都增加了。
  本论文课题是在国家自然科学基金重大研究计划项目《乏燃料嬗变系统中液态金属的固态氧控与纯化的实验研究》支持下开展的研究工作。通过相关问题的实验研究,为液态铅铋合金中的固态氧控技术的开发与应用积累了实验数据。
[硕士论文] Muhammad Ali Shahzad
核能科学与工程 华北电力大学;华北电力大学(北京) 2017(学位年度)
摘要:超临界水冷堆(SCWR)是最有应用前景的第四代反应堆之一。由于超临界水具有良好的传热性能,因此,超临界水堆受到广泛的关注。CSR1000是中国自主提出的超临界水冷堆,其设计主要借鉴于超临界水冷堆。目前,超临界水冷堆在程序计算、实验研究和理论分析方面均有所进展。研究堆芯稳定特性,对CSR1000的发展具有重要的意义。
  研究采用计算流体力学(CFD)和基于系统响应矩阵法的直接求解的手段来分析CSR1000堆芯的稳定性。在直接求解分析中,采用系统响应矩阵的方法进行是一种一维分析技术,堆芯稳定性求解域被离散成若干线性元素。具体来说,守恒微分方程被分解为每个元素的本构方程,同时采用衰减比来表示系统的稳定性。另外,采用计算流体力学的方法来分析堆芯的稳定性。堆芯建模为一个三维模型,通过CFD中的湍流模型(k-ε和k-ω)进行求解。采用CFD的方法,可以得到更多的关于堆芯稳定性的信息,但是对计算机要求更高。
  当CSR1000处于正常运行工况时,一旦堆芯衰减率大于0.4191时,其堆芯就会处于不稳定状态。以上所有的研究模型表明,系统稳定性受关键运行参数影响强烈。在加压阶段,当压力达到12MPa时,系统开始出现不稳定性;与平均通道相比,最热通道更容易发生不稳定性;压力与系统稳定性呈正相关;通过入口增加孔缝,有助于提高系统的稳定性。堆芯系统稳定性的结果与网格尺寸的大小相关。由于温度的变化,在距离堆芯出口0.4米的位置,冷却剂热物性发生5%的变化;在冷却剂通道1.5米-2.0米的范围内,由于二次流现象,湍流强度有所提高。
  综上所述,对于分析CSR1000超临界水堆堆芯稳定性,系统响应矩阵法和CFD方法两种方法各有优势。系统响应矩阵方法比较容易实现,计算速度较快;基于k-ε湍流模型的CFD方法对于主流体流动模型的计算较好,能够更详细的提供信息(热工水力流动不稳定中),基于k-ω湍流模型的CFD方法对于近壁面处冷却剂的流动不稳定性有较好的计算结果。
[博士论文] 时靖谊
核科学与技术 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:目前在设计或实验阶段的新型反应堆有一个共同的特点:反应堆结构材料服役环境中,中子的能量远高于传统商用热中子反应堆。鉴于目前反应堆建造和设计中,结构材料以合金,主要是铁基合金(钢)为主,在高能中子辐照条件下,中子通过与铁及合金元素的(n,α)嬗变反应,会在结构钢中引入大量的氦原子。由于氦在钢中的溶解度极低,而且迁移势垒也很低,很容易通过间隙位迁移。在迁移过程中容易与中子辐照产生的空位结合,形成氦空位团簇,小的氦空位团簇在高温条件下可以迁移聚集成大的氦泡,大的氦空位团簇倾向于通过间隙原子踢出机制成长。实际的结构钢中都存在一些本征缺陷(位错、晶界、沉淀等),氦泡容易在材料中额外空间大的缺陷处成核生长。结构钢中引入的氦泡会很大程度上降低结构钢的机械性能,这种由氦引起的结构钢机械性能的改变称之为结构钢的辐照氦效应。大量的实验已经证明了氦泡会引起结构钢的硬化,脆化以及肿胀效应,但是目前对这些现象的微观尺度机制还不是十分清晰。很多微观尺度的现象无法通过实验手段进行研究,需要借助原子尺度的模拟技术来进行研究。本论文使用分子动力学,分子静力学等原子尺度模拟技术分别从以下几个方面研究了与辐照氦效应相关的微观尺度机制。
  (1)研究了氦泡成核和生长中的氦泡平衡问题,阐明了两种不同的平衡氦泡形成机制,回答了关于平衡氦泡的氦/空位比率的争论,为进一步研究氦泡诱导结构钢硬化和脆化做了铺垫,研究结果表明氦泡在成核和生长过程中存在两种不同定义的平衡状态:一种是基于能量最低的平衡状态;一种是基于机械平衡的平衡状态。氦泡在成核和生长中,当氦泡中氦/空位比率达到0.38-0.55时,氦泡率先达到机械平衡状态,这个比率随着氦泡的长大会有一定程度上升,然后当氦泡中氦/空位比率达到1.0-2.6(随氦泡尺寸增加而增加)之间时,氦泡达到能量最低的平衡状态。此外,当氦泡中氦/空位比率达到3.4-5.0(随氦泡尺寸增加而减少)之间时,氦泡会通过间隙型位错环踢出机制获得生长能力的大幅提升。
  (2)研究了氦泡诱导结构钢硬化的微观机理,通过研究1/2<111>{110}型刃位错与不同氦/空位比率的氦泡的相互作用,分析了氦泡诱导结构钢屈服强度上升的微观机制,探究了通过控制氦泡中氦/空位比率改善结构钢硬化程度的可行性,研究结果表明氦泡诱导结构钢硬化的微观机制是氦泡阻碍位错滑移,提高位错滑移的临界剪切应力,进而提高材料的屈服强度。1/2<111>{100}型刃位错的临界剪切应力随着氦泡中氦/空位比率的变化而存在显著变化,在氦/空位比率为2.0时,临界剪切应力值达到最低,继而在更高氦/空位比率条件下大幅提高,这主要是由氦泡与位错作用机制的改变所引起,位错在与高氦/空位比率的氦泡发生作用时,未与氦泡直接作用,而是与氦泡周围踢出的位错环相互作用,进一步提高了位错滑移的临界剪切应力。
  (3)最后研究了氦泡诱导晶界脆化的机制,通过一系列对称倾斜晶界的拉伸测试,根据应力-应变响应的变化,研究了不同类型晶界的变形机制。通过在晶界中引入不同大小和氦/空位比率的氦泡,研究了晶界在拉伸变形中与氦泡的相互作用,揭示了氦泡诱导晶界强度和延伸率降低的原子尺度机制,研究结果表明:所研究的晶界被分为两类,其一是应力-应变曲线中存在常应力段的晶界,对应的微观机制是拉伸过程中晶界的滑移,该类晶界的错配角一般小于90°,包括所有具有<100>倾斜轴的晶界和具有<110>倾斜轴的晶界中错配角小于90°的晶界;其二是应力-应变曲线在晶界断裂前无常应力段存在的晶界,该类晶界的错配角一般大于90°,包括<110>倾斜对称晶界中错配角大于90°的晶界。Bainpath应变相变是诱导晶界滑移的微观尺度机制,晶界附近的原子通过Bain path相变由BCC结构转化为了FCC结构,进而在整个晶体中形成了由三个晶粒组成的晶界,随着拉伸应变的增加,Bain path相变的区域变大,引起晶界的滑移。氦泡诱导晶界延伸率降低的根本原因是阻碍了Bain path相变机制,抑制了晶界的滑移。晶界的强度和延伸率随着氦泡尺寸的增加而降低,同样随着氦泡中氦/空位比率的增加而降低,但是氦/空位比率的影响要小于氦泡尺寸的影响。
  本论文的所有研究结论有望为如何有效地控制结构钢的硬化和脆化提供有价值的参考。
[博士论文] 冯竟超
核科学与技术 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:多物理场耦合现象广泛存在于各种核反应堆中,尤其是先进的反应堆系统中。多物理场耦合以及大规模并行也是当前核能软件研发的核心课题。传统的基于各独立物理模块开发接口程序进行外耦合的方法不适用于强耦合、高精度、大规模并行的需求。多物理场耦合的本质是偏微分方程组的联立求解。基于统一编程框架进行多物理场耦合并对各个不同物理场进行建模、离散、数值求解也是开发数值反应堆的研究趋势。
  本文工作基于开源CFD平台OpenFOAM,通过对先进反应堆热工水力学与堆内其他物理场耦合现象的研究,探索先进核能系统中的多物理场耦合的方法以及关键技术难点。主要工作内容如下:
  1)基于OpenFOAM开发液态金属在强磁场中流动的热工水力学-磁场耦合程序,并应用于先进聚变反应堆液态包层热工水力学特性研究。采用电势法求解磁场-流体耦合的方程组,电势梯度和电流密度的求解采用相容守恒的离散格式,流体NS方程的求解采用PISO算法。对开发的磁流体动力学程序进行Shericliff、Hunt、ALEX方管和IEA圆管等国际基准算例验证。验证结果表明耦合程序具有非常好的准确性和可靠性,同时可以适用于非结构、非正交网格,具有较好的几何适应性。采用该耦合程序分析了聚变堆液态金属包层内冷却剂在磁场下的三维流动现象。对聚变堆液态金属包层中的关键突扩、突缩管道进行三维磁流体现象分析,从而提出结构优化,降低局部三维压降。另外当包层内液态金属流动速度比较低时,磁对流的现象会比较突出,针对所开发的磁场-流体动力学耦合程序进行功能扩展,并分析不同哈特曼数对三维竖直管道内的磁对流现象的影响。
  2)基于OpenFOAM平台开发点堆中子动力学模型与CFD热工水力学模型以及燃料棒瞬态导热模型之间的耦合程序,探索基于多套网格的采用常微分方程组和偏微分方程组描述的多物理耦合计算处理方法的实现。并分别对点堆中子动力学模型、CFD热工水力学模型中的多孔介质计算功能、自然对流功能和瞬态燃料棒导热模型三个模块进行分离验证以及三个模型耦合之后的整体验证,针对PDS-XADS的验证结果表明各个独立模块计算结果准确、耦合程序数据传递正确,可以用于反应堆的瞬态安全分析。
  3)为满足非对称冷却、局部反应性扰动等有功率空间变化的瞬态安全事故分析的需求,基于OpenFOAM平台,采用有限体积法开发扩散中子动力学程序,添加外推边界条件的实现,稳态特征值求解采用源迭代算法,瞬态求解时以稳态结果为初始状态,耦合缓发中子先驱核方程和温度反馈模型,进行时间步进求解,每个时间步更新各群中子宏观截面。针对所开发的程序采用临界球、临界柱和临界块算例以及IAEA、TWIGL、Dodd Benchmark、LRA和HTGR五个稳态特征值算例和瞬态基准算例来对扩散中子动力学程序进行验证。验证结果表明扩散中子动力学程序计算精度高且几何适应性强。随后将本节开发的扩散中子动力学与上一小节开发CFD热工水力学程序进行耦合,探索多物理场耦合之间的网格映射、迭代收敛等问题。
  4)针对开发的核-热耦合程序开展应用研究,探索基于面向对象编程框架开发的多物理场耦合程序的适应性。开展的应用研究有:一是小型自然循环铅冷快堆的不同寿期反应性引入事故的对比分析,观察不同寿期时由于燃耗等引起的安全系数变化对堆安全的影响;二是ADS次临界堆芯的典型束流瞬态事故分析,包括不同时长的失束、超束以及叠加事故情况下反应堆功率、反应性以及燃料温度等变化;三是全堆芯LRA非对称反应性引入事故和对称反应性引入事故的对比分析。
  本文基于面向对象的CFD程序框架开发了热工水力学-磁场耦合程序、基于点堆中子动力学和CFD热工水力学的耦合程序以及基于扩散中子动力学和CFD热工水力学的耦合程序,探索了不同网格之间物理场的映射方法,并将耦合程序作了一定的应用研究。掌握了基于统一编程框架进行多物理场之间通过方程源项或方程系数耦合以及不同网格之间物理场映射的关键技术。
  本文的相关研究成果有助于我国核能软件的发展,为基于统一编程框架的先进核能系统的多物理场耦合程序开发提供经验积累和技术支持,具有一定的研究意义和工程应用价值。
[博士论文] 李书舟
核科学与技术 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:在当前清洁能源发展推动的大环境下,核能成为主要的能源解决方案之一。对于核能技术的发展,核安全问题、核燃料资源短缺问题、乏燃料后处理、防扩散问题等都是影响其推广应用的重要因素。铅基冷却快堆作为第四代核能系统的重要备选方案,在安全性性、可持续性、经济性、技术可靠性、运行经验等方面具有其独有的优势。国际上目前对液态金属反应堆开展了大量的设计和研究工作,针对液态金属反应堆的各类计算和分析工具亟待开发,本文以铅冷快堆内的热工水力特性和瞬态安全特性为研究基础,以程序开发—程序验证—算例分析为基本技术路线,开发了适用于第四代液态金属反应堆的堆芯子通道分析程序,并以此为基础进行二次开发,研究了反应堆热工水力耦合分析方法,及其在铅冷快堆中的应用。本文的主要工作包括以下内容:
  (1)针对铅冷快堆的热工水力特性建立了子通道分析模型,包括流体控制方程、燃料元件导热方程,充分考虑了各理论模型可能对子通道程序计算结果产生的影响。建立了各种辅助模型,考虑了液态金属的物性特点,比较了各种经验关系式的优劣,总结出适用于液态金属冷却剂子通道计算的理论模型。通过数值方法将子通道理论模型进行离散,采用稳定、高效的计算方法求解各项方程,完成KMC-sub子通道分析程序的编制并进行了测试。
  (2)基于实验验证的方法完成了KMC-sub子通道分析程序的计算准确性和适用性的验证工作,使用液态金属特别是铅基液态重金属组件棒束实验数据对程序计算结果进行比较,对子通道程序进行了模块化和整体验证,分别从压降模型、换热模型、温度场分析等几个方面对程序结果的正确性、合理性以及适用性进行了详细分析。验证结果表明,KMC-sub程序计算结果正确合理可信,具有较高的计算精度,且同时适用于钠冷却剂和液态重金属冷却剂反应堆的计算;开展了SNCLFR-100堆芯的热工水力特性分析,结果显示包壳最高温度、冷却剂最大速度等关键热工水力学参数满足热工水力安全设计准则,设计方案合理可行。
  (3)以KMC-sub子通道分析程序和点堆中子动力学为基础,发展了热工-物理耦合快速分析程序,使用FLUENT/PK对耦合程序开展了准确性和适用性验证,以反应性引入事故为基准算例,对计算结果进行比较和分析,验证结果表明,耦合程序的计算结果与FLUENT/PK结果吻合度较高,热工-物理基础模型正确合理,程序具有较高的准确度和合理性;考虑液态金属的反馈反应性和中子能谱特征,对堆芯等效组件和堆芯几何参数配置方案的瞬态热工水力特性进行了比较和分析,结果表明温度等效组件的计算结果更合理;堆芯瞬态行为对节径比敏感,节径比越大,温度负反馈越强。
  (4)结合KMC-sub子通道分析程序和FLUENT程序各自的计算原理和数据处理特点,以用户自定义函数为基础,初步完成了CFD-子通道耦合分析程序开发,在时间迭代方式上采用显式耦合,同时试验了分隔区域法和重叠区域法的耦合方法。子通道程序和控制宏以UDF的形式整体编译,通过交界面实现程序之间的数据交换,实现了局部尺度和部件尺度的多尺度耦合模拟计算;以子通道程序为基础拟合了CFD多孔介质模型的阻力系数曲线,开展了铅冷快堆三维热工水力现象的耦合分析。
  本文完成了铅冷快堆子通道热工耦合分析方法的研究,开发了铅冷快堆的子通道分析程序、子通道-中子物理耦合分析程序,研究了CFD-子通道耦合分析方法,成果可用于液态金属反应堆热工水力特性研究和安全分析,为此类反应堆的设计和研究工作提供了理论分析工具,具有一定的应用价值和实用意义。
[博士论文] 刘亮
动力工程及工程热物理;核电与动力工程 华北电力大学;华北电力大学(北京) 2017(学位年度)
摘要:《核安全与放射性污染防治“十三五”规划及2025年远景目标》中指出,到“十三五”末,核电安全保持国际先进水平,放射源辐射事故发生率进一步降低。超临界水冷反应堆(SCWR)作为我国第四代堆发展中的备选堆型,具有经济性、延续性及可持续性等诸多综合优势。从安全角度看,超临界水堆装水量少,瞬态响应快,这种核能系统需要进行安全论证,因此针对超临界水堆的瞬态及事故分析具有重要的科学意义。
  以CSR1000超临界水堆为研究对象,编制了稳定性分析程序SAC-CSR1000和瞬态及事故分析程序SCAC-CSR1000。完成程序验证之后,进行了以下计算和分析:超临界水堆堆芯系统稳定性计算;超临界水堆安全控制系统分析;超临界水堆典型瞬态计算;超临界水堆典型事故计算;超临界水堆安全特性及设计优化。
  在超临界水堆堆芯系统稳定性计算方面,进行了满负荷运行瞬态和全过程启动瞬态的稳定性分析。结果表明:在满负荷运行过程中,第一流程和第二流程每个节点的最高衰减频率均低于0.5;在启动瞬态稳定性中,通过相对稳定性分析,发现汽轮机启动阶段、压力升高段和温度升高段的开始阶段,均出现了明显的最高衰减频率高于0.5的现象。因此,CSR1000超临界水堆堆芯系统能够保持满负荷工况下堆芯的稳定性;在汽轮机启动阶段、压力升高段和温度升高段的开始阶段存在着堆芯系统的不稳定性。
  在超临界水堆安全控制系统方面,进行了安全系统触发条件的判断,安全系统运行过程分析,能动安全系统的匹配计算。结果表明:超临界水堆安全系统有低流量、高功率、高压力的停堆触发信号;超临界水堆能动安全系统参数得到了优化确定。其中,压力控制器K值为100/4;主蒸汽温度控制系数KP为0.12;功率控制器调整系数B为2.9。
  在超临界水堆典型瞬态方面,进行了部分失流瞬态和冷却剂泵卡轴瞬态计算。结果表明:部分失流瞬态发生后最高包壳温度为729.08℃,堆芯压力稳定在24.17MPa;卡轴瞬态发生后,最高包壳温度为739.72℃,堆芯压力稳定在24.14MPa;这两个瞬态发生之后,最高包壳温度不超过850℃,且超过800℃的时间不超过491小时。反应堆压力不超过26.25MPa。因此,CSR1000超临界水堆在典型瞬态工况下,安全系统能保证燃料包壳的完整性,满足瞬态标准要求。
  在超临界水堆典型事故方面,完成了完全失流(短期),完全失流(长期)和失水事故的计算。结果表明:发生失流事故之后最高包壳温度为1094.56℃,反应堆压力最高为25MPa;发生失水事故之后最高包壳温度为630℃,反应堆压力最高为25MPa。这两个事故发生之后,最高包壳温度不超过1260℃,最高堆芯压力不超过27.5MPa。因此,CSR1000超临界水堆在典型事故工况下,安全系统能保证燃料包壳的完整性,满足事故标准要求。
  在超临界水堆安全特性及设计优化方面,分析了超临界水堆的安全特性,并提出了设计方案的优化。得到以下分析结果和优化方案:推荐设计方案密度反馈系数比例为1,多普勒反馈系数比例取值选取为4;在两个流程增设流量、压力传感装置,增加逻辑控制单元,以控制启动过程的流量和压力,保证不发生堆芯流动不稳定现象;在安全系统的使用上,推荐采用能动与非能动结合的设计方式。
[硕士论文] 杨进文
材料工程 电子科技大学 2017(学位年度)
摘要:近年来,为探索受控热核新能源,解决日益严峻的能源问题,惯性约束聚变(Inertial Confinement Fusion, ICF)成为当代物理学里十分活跃的前沿研究方向之一。并且,由于其实现过程中的高能量密度状态满足核武器条件,使得该领域在军事方面也具有重要应用。为成功实现惯性约束聚变,需要采用纳秒乃至皮秒脉冲激光与靶材进行作用。但是激光与靶耦合过程中激发的电磁脉冲不仅影响实验数据采集的准确性,严重时将导致精密诊断设备的损坏。迫切需要针对激光打靶环境中的电磁脉冲信号开展诊断与屏蔽设计工作。
  本文以基于ICF电磁脉冲辐射测量方法及屏蔽设计为研究课题,采用自行研制的多种型号脉冲天线,包括磁场天线:B-dot环天线、筒天线;电场天线:盘锥天线、平板偶极天线、超频段微带天线,系统测量神光Ⅱ激光装置中激光与靶相互耦合作用激发的电磁脉冲信号。神光Ⅱ装置靶室内外电磁脉冲初始电压峰值分别为1350 V和4 V。基于神光Ⅱ装置诊断结果,分析靶型对电磁辐射信号的影响,得出靶的对称结构有利于减小电磁辐射。实验结果显示靶室内外的回波振荡一定程度上增大了电磁脉冲幅值,并延长信号的持续时长。在百焦耳激光装置上设计进行系列激光诱导激发电磁脉冲信号机理研究性实验,得出靶杆电流的偶极辐射是纳秒激光轰击靶材诱导激发电磁脉冲的机理之一,并且靶室内的回波振荡也是电磁脉冲的重要源项。采用角锥吸波材料作为主要原材料,进行电磁屏蔽设计工作,成功研制了电磁脉冲屏蔽罩及微波暗室。测试结果显示屏蔽罩及微波暗室具有良好电磁屏蔽性能。为减小测试环节中的系统误差,对信号采集过程中采用的同轴电缆进行系列标定测试,得出不同型号的电缆会对信号的传输造成不等的影响。随着电缆长度增加,电磁脉冲时域与频域信号幅值呈现明显衰减趋势。
[硕士论文] 邓超
环境科学与工程 西南科技大学 2017(学位年度)
摘要:随着人类载人航天技术的快速发展,越来越多的国家对太空环境与太空资源进行探索。宇航员的辐射防护问题和宇宙飞船元器件的损伤问题成为航天技术的一个难题,空间辐射主要来自光子、中子和重离子,由于空间中子数量多、穿透力强、伤害大而被人们特别关注。若能测得空间中子能谱,对空间中子能谱进行评估,则对航天技术的进一步发展起着不可替代的作用。
  本工作在地面上模拟太空进行中子能谱测量实验,采用清华大学的LPA(laser plasma accelerator,LPA)产生的150 MeV电子打靶产生的中高能中子,开展基于飞行时间法的中子能谱测量方法研究和中高能中子剂量估算与校准。实验分析得到了LPA电子电荷量与能量分布,采用蒙特卡罗模拟得到了光子和中子分布特性,确定了本工作的中子能谱测量位置。实验测量了不同靶条件下的中子能谱,确定了最佳铅屏蔽条件,得到了可信度较高的中子能谱。采用不同方式对中子注量剂量转换因子进行校正,计算得到了实验测量的中子周围剂量当量值。本工作以LPA作为中子源能量驱动进行实验探索,得出了该加速器下探测条件的参数,为地面中高能中子能谱测量实验提供了参考;对中高能中子周围剂量当量校准进行了初探,得到具有参考价值的中子周围剂量当量值。
[硕士论文] 韩志伟
仪器仪表工程 南昌航空大学 2017(学位年度)
摘要:厚壁管道在核电站中占有非常重要的地位,被形象比喻为核电站的“血管”,其健康状况的好坏,对国家能源战略发展和社会安定起着至关重要的作用。常用的无损检测手段难以快速扫查并检出厚壁管道中的缺陷,而周向兰姆波沿管道周向传播,沿轴向进行快速扫查,可实现对厚壁管道的全范围检测。本文基于周向兰姆波理论,从理论频散特性、传播特性和模态成分识别、缺陷检测等方面开展了厚壁管道周向兰姆波检测技术的研究工作。
  首先,基于周向兰姆波基本理论,比较了薄壁管道与厚壁管道的周向兰姆波频散曲线,计算了不同尺寸参数厚壁管道中周向兰姆波的频散曲线、频率与入射角关系以及模态位移分布,对周向兰姆波的频散特性进行了理论研究。计算发现周向兰姆波频散曲线与壁厚的大小紧密相关,而对外径的变化不敏感;结合文献资料与分析结果,最终确定选取激励频率0.5MHz、入射角30~60°进行检测方法研究;管道壁厚的变化会影响各模态的振动位移分布特征,其中CL3~CL6模态位移分布较为均匀,有利于发现整个壁厚范围内的缺陷。
  其次,针对周向兰姆波在厚壁管道中传播的复杂性,从检测参数对传播信号影响、不同厚壁管道中周向兰姆波传播特性等方面对周向兰姆波的传播特性进行了深入研究。考虑信号的幅值大小和时域分辨率,确定后续实验的激励信号周期数取为10,不同入射角度对周向兰姆波的传播信号影响较大,随着入射角减小,信号的波包宽度增大,0.5MHz频率分量对应的模态数量增多,频散变严重。对三个不同壁厚的厚壁管道,通过波包幅度和波包宽度两个波形参数分析研究了周向兰姆波的传播特性,厚壁管道中周向兰姆波传播波幅会随传播距离增大呈波动性衰减,波包宽度则几乎呈线性增大。
  然后,基于连续小波变换对不同入射角下壁厚25mm管道中传播的周向兰姆波传播模态进行了拟合识别,并分析了各个模态的衰减,不同入射角度在厚壁管道中传播的主要模态不同,主要模态导波幅值随着传播距离增大而呈波动性变化。
  最后,在三个不同壁厚的厚壁管道试块上设计了一系列缺陷,开展了厚壁管道周向兰姆波检测的检测能力与检测灵敏度、缺陷回波模态分析、缺陷回波传播机理等关键问题的研究。实验结果表明,通过入射角度的适当选取可以实现厚壁管道内外壁缺陷的检出;不同入射角的检测灵敏度不同,对于内壁缺陷,仅在入射角37°时能检出6mm缺陷,对于外壁缺陷,入射角55°对外壁缺陷最为敏感, 在壁厚25mm管道中最小可发现外壁1mm缺陷,壁厚较小管道的外壁缺陷检测灵敏度更高。外壁缺陷回波在传播距离较远处会发生频散和模态转换,缺陷尺寸大小则会影响模态成分的分布。利用几何声学原理对入射角37°检测壁厚25mm管道时缺陷回波的传播机理进行了分析,结果发现此时的缺陷回波存在横波成分,且横波占主要能量,导致了缺陷回波幅值随传播距离增大呈规律性地波动变化。
核能科学与工程 华北电力大学;华北电力大学(北京) 2017(学位年度)
摘要:提高反应堆子通道的换热效率是核反应堆热工水力问题的一个重要课题。本文通过利用ANSYS中的CFX模块建立了三维AP1000子通道模型,包括具有搅混叶片和不具有搅混叶片的两种模型。分析在稳定工况下单相冷却剂的湍流状态和对流换热情况。本文在计算过程中采用了k-ε模型,采用数值计算得到模拟结果。CFD结果显示,通过增设搅混叶片,明显增强了堆内子通道的湍流效果和换热效果,大约提高了11%的出口温度。并且计算结果与实验数据相吻合,很好的验证了本文的准确性。
[博士论文] 张彬航
核能科学与工程 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:在反应堆运行过程中,堆芯内部产生的大量中子对回路中的腐蚀产物和堆内的结构部件有很强的活化作用,所形成的活化产物是反应堆运行与检修人员职业照射的主要来源。因此精确的活化计算对反应堆检修、换料、退役过程中工作方案的制定和人员的辐照安全有着重要意义。随着先进反应堆技术的发展,堆芯的结构材料与中子能谱愈发复杂,导致在活化计算中将会涉及到大量的短寿命核素、激发态核素等,且反应路径繁多,为精确和高效的活化计算带来挑战。
  围绕上述问题,本文基于超级蒙卡核模拟软件系统SuperMC,开展了先进反应堆的精确活化计算方法研究。本课题研究了一种基于指数变换的切比雪夫有理逼近方法(CRAM)的点活化计算方法,提高了CRAM在计算核素长衰变问题时的求解精度。在采用精细反应链模型的基础上,考虑了2231种核素的活化物理过程,共计66256种核反应。并进一步考虑了轻核素产额、短寿命核素和激发态核素对活化计算结果正确性的影响,支持活度、余热、潜在生物危害、剂量率和清洁因子等活化特征量的计算。本文的创新之处包括:
  (1)发展了基于深度优先搜索的嬗变链动态构建方法。反应堆中核素种类众多且转换关系复杂,嬗变链的精细程度直接影响活化计算的精度。本文提出的嬗变链动态构建方法从核素的反应截面信息和衰变信息出发,结合初始计算核素搜索添加活化产物并构建嬗变链,并考虑了轻核素产额,搜索精度高、扩展性强。
  (2)发展了基于大规模矩阵自适应降阶的加速方法。在利用CRAM对活化方程进行数值求解时,大量的短寿命核素会导致系数矩阵规模大,刚性强,影响数值求解的效率。该加速方法能够结合实际的辐照条件,采用矩阵重构的方式,有效地降低系数矩阵的规模和刚性,从而提高活化计算的求解效率。以国际活化基准例题为例,在保证计算结果正确的前提下,使用该加速方法后的求解效率提高了2倍以上。
  为了验证本文所发展的活化计算方法的正确性和有效性,首先选取了活化计算中常见的β-、β+等衰变反应进行测试,计算结果与参考程序的计算值吻合良好。然后选取了天然核素例题进行测试,计算了从H到Th共计90种天然核素在辐照方案下的核素密度及活化特征量的变化情况,计算结果与参考程序的结果符合良好。此外,从裂变和聚变两个方面选取了压水堆燃料包壳例题和IAEA-ACB国际活化基准例题进行了验证。测试结果分别与参考程序的计算值和基准值的相对偏差均在0.5%左右,证明了本方法的正确性和有效性,可用于先进反应堆的精确活化计算中。
[硕士论文] Muhammad Ali
核能科学与工程 华北电力大学;华北电力大学(北京) 2017(学位年度)
摘要:本文主要研究了压水堆内控制棒的流致振动特性并分析了导向筒周围及内部的流场,通过分析得到不同流量工况下控制棒的流致振动特性。研究中搭建控制棒流致振动的实验装置,并将CFD的数值模拟结果和实验进行对比。实验装置中包含四根控制棒模拟件和三层导向板,控制棒模拟件通过螺纹连接在星型支撑结构上。实验装置设置底部和侧面两个进水口,一个高于侧面进水口的出水口。实验中采用激光位移传感器进行控制棒的振动测量,传感器直接与采集后处理系统相连接。改变流场的工况,获得在不同进口流量下的控制棒振动位移、流场速度分布、流场压力分布和控制棒表面的压力分布等实验数据。实验的结果与数值计算的结果相一致。实验中使用DASP等软件进行噪声去除等后处理,使用TECPLOT进行流场的测量数据与模拟结果对比。
[博士论文] 万浩
材料科学与工程 江苏大学 2017(学位年度)
摘要:本文对作为第四代核反应堆用结构候选材料之一的Inconel718合金进行了He+离子辐照效应的研究,研究工作主要围绕He+离子辐照后合金表面形貌结构的改变、辐照层中辐照缺陷与微观组织的演化和辐照所引起的合金性能变化等几个方面开展。
  首先,通过SRIM软件模拟了He+离子在Inconel718合金中的传输过程,计算了50keV的入射He+离子在Inconel718合金中的射程、浓度分布、能量损失及与合金点阵原子碰撞产生的点缺陷。另外,研究了不同剂量He+离子辐照引起的合金表层原子的溅射与再沉积,这会导致表层材料的刻蚀损伤,但也具有一定修复合金表面轻微损伤的能力。
  辐照坑是通过激光共聚焦显微镜在所有辐照合金中观察到的主要损伤形貌。提高He+离子的辐照剂量会造成合金中一些辐照坑的持续长大,但也会因沉积作用而造成一些新辐照坑的消失。另外,在没有辐照坑出现的区域,He+离子辐照会造成合金表面粗糙度的增加,且辐照剂量越高,合金表面粗糙度越高。纳米多孔结构是使用SEM在辐照合金表面发现的纳米结构,且辐照剂量越高,合金表面的纳米孔平均直径越高。此外,He+离子辐照会导致合金表面δ相出现一定程度的缩小与缺失,这一现象会随着辐照剂量的增加而变的愈发严重。He+离子辐照还会造成合金表面MC的溅射损耗,随着辐照剂量的增加,合金表面MC尺寸不断减小,且表面平均碳含量也逐渐降低。
  辐照过程中形成的点缺陷是引起辐照层中辐照缺陷与微观组织结构演化的根源。He+离子辐照会破坏Inconel718合金的晶体结构,在合金中形成位错、位错环、空洞等辐照缺陷。而提高He+离子辐照的剂量会导致合金中位错结构(位错和位错环)密度及晶格畸变程度的增加。辐照过程中,间隙/空位型位错环既可以通过吸收同种类型的点缺陷而长大,也会因为释放同种类型点缺陷或吸收相反类型的点缺陷而缩小,而空洞则会随着辐照剂量的增加逐渐长大。此外,He+离子辐照还会造成γ"相的有限溶解并导致其尺寸的减小,且He+离子辐照剂量越高,γ"相的平均尺寸越小。
  不同剂量的He+离子辐照还会造成合金微观组织结构的变化,在未辐照合金中并未发现明显的位错结构,而0.4dpa辐照合金中已出现明显的位错线段,4dpa辐照合金中可以观察到位错胞结构,40dpa辐照合金中则能发现亚晶结构。其实,辐照合金中的微观组织结构演化主要归因于辐照诱发的位错结构与合金中γ'和γ"相的相互作用。在辐照合金中,位错线会以切过机制通过尺寸较小的γ'相,而对于尺寸较大的γ"相,位错线则会以Orowan绕过机制绕过。基于位错线绕过γ"相留下的Orowan位错环会增加后续位错线与γ"相间的弹性作用,本文提出用有效尺寸deff来反映环有Orowan位错环的γ"相对位错线的阻碍能力,进而优化了驱动位错线绕过γ"相的作用应力(τap)方程。
  另一方面,基于辐照合金中位错线与γ"相的相互作用以及交滑移位错的增强作用,建立了由γ"相、Orowan位错环和塞积位错组成的花生状复合体的模型,并提出Orowan绕过机制和交滑移增强机制是辐照合金中花生状复合体的形核与长大机制。而且,使用花生状复合体模型可以很好的解释不同剂量辐照合金中所出现的微观结构,揭示了花生状复合体逐步演化形成位错胞和亚晶的过程。此外,还发现滑移带传播是较高剂量辐照合金中位错运动的机制之一。
  He+离子辐照会导致Inconel718合金的硬化,且He+离子辐照剂量越大,硬化作用越明显。这主要是因为He+离子辐照在Inconel718合金中形成的大量辐照缺陷会增加变形过程中位错开动和运动的阻力,进而起到硬化合金的作用。因而源硬化和摩擦硬化是引起辐照合金硬度增加的两种主要硬化机制。另外需要注意的是,He+离子辐照还会影响Inconel718合金的高温氧化性能。在900℃氧化100h后发现,所有试验合金的氧化动力学曲线均符合抛物线规律,且合金的氧化增重会随着辐照剂量的增加而降低。这主要是因为He+离子辐照会引起合金表面能的升高,有效促进氧化初期合金表面氧化物的形核。且辐照产生的位错、位错胞壁、亚晶界等缺陷区可以作为Cr离子向表面快速扩散的短途通道,促进Cr元素的选择性氧化形成更加致密的Cr2O3氧化膜。
[硕士论文] 张国新
化工过程机械 山东大学 2017(学位年度)
摘要:核能作为一种清洁能源,已得到许多国家的开发和利用。然而核能在使用过程中存在危险性,一旦出现事故便会造成很大损失。核反应堆是核电站的核心,确保核反应堆压力容器安全服役是整个核电站的重中之重。断裂韧度作为材料抵抗裂纹扩展的能力,是核反应堆压力容器在服役过程中需要重点关注的力学性能指标。如何实现无损测量在役核反应堆压力容器断裂韧度成为近些年的研究热点。
  自动球压头压入试验法可以实现对在役核容器断裂韧度等力学性能的测算。作者对自动球压头压入试验法测算金属材料断裂韧度相关理论的起源和方法进行回溯和分析。利用有限元分析软件ABAQUS对自动球压头压入试验和常规断裂试验过程进行模拟,分别对压头下方区域和裂尖区域材料的应力应变场进行了分析,分析发现虽然压头下方区域材料主要为压应力场,裂尖区域材料主要为拉应力场,但是两个区域材料所处的状态仍然具有一定相似性,特别是压头下方与加载方向呈45°位置上的剪应力与裂尖的剪应力在数值和变化规律上都具有一定的相似性,剪应力可以促进延性金属材料发生韧窝断裂。因此,在压头下方区域存在与裂尖区域应力状态相似的特征区,为利用自动球压头压入试验法测算材料断裂韧度提供一定支持。
  作者以核容器常用钢SA508-3、SA516Gr70和SA533B为研究对象,分别进行常温下的标准拉伸试验、常规断裂试验和自动球压头压入试验,获得材料的载荷-压入深度曲线,分别利用HFTM(Haggag Fracture Toughness Method,简称HFTM)模型和CIE(Critical IndentationEnergy,简称CIE)模型对压入试验数据进行处理得到材料断裂韧度。通过对比常规断裂试验和自动球压头压入试验结果发现,对同种材料采用自动球压头压入试验法的测算结果与常规断裂试验结果存在偏差,自动球压头压入试验法测算断裂韧度的理论仍需修正。
  利用扫描电镜对自动球压头压入试样残余凹坑截面进行观察。观察结果表明自动球压头压入试验过程会使压头下方材料产生孔洞损伤,随着压头压入深度的增加,截面中的孔洞数量和尺寸不断增加,孔洞大多集中在与压头加载方向成45°的位置。对上述三种材料分别进行反复加卸载拉伸试验,基于连续损伤力学相关理论,得出自动球压头压入试验CIE模型中对应于压头临界压入深度的临界孔洞率分别为f*=0.221、0.247和0.229。
  利用光学显微镜和扫描电镜对自动球压头压入试样残余凹坑边缘进行观察。观察发现凹坑边缘处发生明显的塑性变形,存在明显的“堆积”现象。利用有限元分析软件ABAQUS研究了凹坑边缘的“堆积”和“沉陷”现象,结合量纲分析理论,定性研究了压头压入深度比h/D、材料应变硬化指数n及屈服应变ε0对堆积系数c2的影响,总结出堆积系数c2与三个变量间的关系式,为修正“堆积”和“沉陷”现象对于压痕投影面积的影响提供支持。
  基于上述研究,对CIE模型进行了一定修正。利用有限元仿真得到的堆积系数的关系式修正“堆积”现象对于压痕投影面积的影响;对临界孔洞率的修正分别采用三种钢各自临界孔洞率f*=0.221、0.247和0.229及其平均值f*=0.232,将CIE模型修正前后测算得到的断裂韧度值与常规断裂试验结果对比,发现CIE模型修正后的测算结果与常规断裂试验结果的偏差明显小于修正前的偏差,其中采用各自临界孔洞率修正后的CIE模型结果和常规试验结果偏差在14%以内,而采用平均值f*=0.232修正后的结果和常规试验偏差在22%以内。通过比较发现采用各自临界孔洞率修正后的CIE模型精度更高,但是使用平均临界孔洞率f*=0.232代替三种钢各自临界孔洞率测算核容器钢断裂韧度的结果在其精度上也基本能满足工程上的要求。而且如果直接使用平均临界孔洞率f*=0.232测算核容器钢断裂韧度,便无需事先通过反复加卸载拉伸试验获得特定材料的临界孔洞率,因此更方便在工程实际中使用。
[硕士论文] 韩泽众
物理学 北京化工大学 2017(学位年度)
摘要:锆(Zr)的氢化物具有较低的中子俘获截面,是核反应堆中作为中子慢化剂和核燃料棒的常用的包壳材料。本文预测了锆氢合金的新结构,并运用第一性原理方法研究了不同比例下的锆氢合金的力学性质、热力学性质及超导特性,同时研究了氢的含量对合金性能的影响。所得主要结论如下:
  一、成功搜索了两个新的结构P42/mmc的ZrH和P63/mmc的ZrH3,通过声子谱、形成焓与力学性质等的计算表明P63/mmc的ZrH3是稳定结构,而P42/mmc的ZrH则是一个亚稳态的相。Eliashberg声子谱函数的计算结果表明其与ZrH3声子谱态密度形状相似,电声耦合在整个声子频率上是均匀分布的,所有的振动模式都对电声耦合有贡献,低于5THz的频率区域中的声子模式是电子声子耦合的主要贡献,约为总λ的50%,Zr原子的声子模式在这个低频区域起了主要作用。通过McMillan方程得到ZrH3超导转变温度为11.7K,其同位素ZrD3的超导转变温度为9.21K。
  二、运用第一性原理方法对锆氢化物的五种结构的电子结构,力学性能和热力学性能进行了系统研究。结果表明,锆的氢化物具有金属性;当氢化物中的H成分增加时,Zr和H之间的相互作用变得更强。弹性常数的分析表明锆氢化物对于压缩是各向异性的,氢的含量较高使得锆氢化物变脆。热容量的主要贡献来自在较低温度下的晶格振动的声学模式,而晶格振动的光学模式(氢振动贡献)对较高温度下的热容量有更大的贡献。
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