基于卷积神经网络的氢氦协同效应下的空洞演化预测

[目的]了解辐照引起的核结构材料的降质过程对于反应堆安全运行至关重要.然而,由于辐照损伤实验和基于物理的多尺度模拟存在时间和资源密集性的特点,无法快速评估材料的空洞演化行为.[方法]应用卷积神经网络(CNN)对空洞尺寸和数密度进行预测,并在现有的实验数据范围外,对氦和氢注入量在连续参数变化范围内的相关性进行预测.[结果]经过参数优化的CNN可以很好地克服实验数据不足的限制,仅利用元素组分和环境参数即获得准确的数值回归.[结论]这项工作证明了CNN预测氢氦协同效应下辐照损伤的可行性,对核材料的优化和反应堆安全运行具有实际意义.     

钍基熔盐堆关键材料的辐照损伤研究进展

熔盐堆是第4代核电站的主力堆型之一,也是唯一的液体燃料反应堆,其高温、氟化物熔盐腐蚀及中子辐照等极端环境对其关键材料(包括结构材料以及核石墨材料)的综合性能提出了苛刻的要求。辐照损伤会严重影响材料的机械性能和耐腐蚀性能,是熔盐堆关键材料面临的重要问题之一。从熔盐堆工况特点及其对材料的基本需求出发,综述了熔盐堆关键材料研究进展,并重点介绍了国内外熔盐堆关键候选材料的辐照损伤研究进展,指出了其辐照损伤的研究现状及存在的问题。     

锆合金腐蚀与防护研究进展

锆合金以其优异的核性能和生物相容性被广泛应用于民用发电反应堆、核动力航空母舰、核潜艇、空间飞行器的结构材料以及医用材料，在苛刻环境下服役的锆合金同样面临腐蚀失效的风险。由于材料本身服役环境的特殊性，使得锆合金腐蚀研究的模拟测试难度加大，诸多疑问难以得到有效解答。锆合金的腐蚀形式包括均匀腐蚀、疖状腐蚀、应力腐蚀以及微生物腐蚀，其腐蚀也受材料成分、热处理工艺、表面粗糙度、氧化膜成分、溶液的pH值、辐照、热流水化学环境以及温度等因素的影响，防护措施包括涂层和缓蚀剂等方式。为进一步改善锆合金的耐蚀性能，未来可从以下几方面展开研究：1)锆合金基体中固溶元素的浓度；2)第二相元素类型、晶粒尺寸及分布；3)氧化膜的生长机制；4)细菌附着方式和生物被膜生长行为等。     

CAP1400灰棒吸收体材料入堆辐照方案设计和安全论证

应用于大型先进压水堆CAP1400的灰控制棒吸收体材料,需要在中国实验快堆（CEFR）内进行辐照实验,获得辐照数据。该文对辐照方案进行设计介绍,从反应堆中子学、热工流体力学以及堆芯整体安全等方面进行研究论证,证明辐照组件入堆后对原有堆芯改变很小,不增加反应堆的原放射性物质释放总量,实验可行,也对后续同类辐照工作的开展提供了具体参考。     

核合金的基于晶体塑性模型的集成计算材料模拟研究

核反应堆的核燃料包壳、堆内构件、蒸汽发生器等关键部件均采用耐高温腐蚀、力学性能优异的合金材料制造.合金加工工艺直接影响组织结构,进而影响其力学、腐蚀和辐照性能.核合金的堆外性能研究是合金适用性评估和改进优化的关键步骤,因此定量预测核级合金的"加工工艺-微结构-力学性能"具有重要意义.传统的核合金工艺改进与评估主要依赖于实验循环"试错法",实验成本高,研发周期长.基于全过程模拟的集成计算材料工程方法将制造工艺、材料演化与性能模型结合,显著缩短关键材料及构件的研发周期和成本.为促进该方法在核合金的工艺优化与研发中的应用,本文发展了基于合金微结构相关的晶体塑性模型和解耦有限元模拟的计算方法,对锆合金、钛合金和FeCrAl合金的"加工工艺-织构-力学性能"进行了定量预测.结果显示该集成计算方法可精确预测3种典型合金的热加工织构演化、拉伸和压缩塑性变形行为,可为核级合金的加工工艺优化和力学性能评估提供计算工具和理论依据.     

辐照环境下各向同性核石墨材料应力分析模型

核石墨可用作裂变核能反应堆如气冷堆和熔盐堆的慢化剂材料,还可用作为冷却剂和控制棒提供通道的结构部件.为了保证反应堆的寿期安全性,石墨堆芯不仅需要保持完整,还要避免过度变形,从而保证在工作状态和事故环境下堆芯冷却剂不会受阻,也不会妨碍控制棒的移动.因此,核石墨构件的结构完整性评估是反应堆设计的基本要素之一.在反应堆环境下石墨构件的应力分析,除了通常的弹性应变和热应变,由于中子辐照引起的额外应变也是考虑因素之一.因此,需要定义辐照环境下核石墨应力和应变相关的本构方程.本文介绍了一种用于辐照环境下核石墨材料应力分析的材料模型,并应用此模型对核石墨砖进行了应力分析,以期了解由辐照环境引起的应变对石墨砖应力的影响,相应的计算结果对堆芯核石墨砖的设计具有理论参考意义.     

先进核能材料的辐照损伤效应

反应堆中,结构材料需要经受高温、高剂量辐照等极端条件的考验,其性能表现极大程度地影响着反应堆运行的安全性与经济性.因此,为了促进先进核能系统的发展,我们急需研发具有更强性能的先进核能结构材料.近年来,两类材料(MAX相材料以及纳米晶结构钢)受到了核能材料领域的广泛关注,二者具有独特的微观结构以及宏观性能,因此也被视为核能系统中的候选结构材料.本文回顾了辐照条件下两种材料在实验和理论研究方面的最新进展,重点阐述了辐照引起的二者结构演化机理;元素种类和结构因素对MAX相抗辐照性能的影响;以及新型结构材料抗辐照损伤策略等.通过本文的系统梳理,我们将帮助读者深入得认识、理解核能结构材料的辐照效应.     

压水堆核电厂控制棒寿命分析

核电厂控制棒组件在反应堆堆芯承担功率调整和安全停堆重要功能.良好状态下的控制棒组件是核电厂安全运行的基本保障.近年来,国内外核电厂控制棒组件落棒试验超差,卡棒和破损等事件时有发生,严重影响到了反应堆安全和电厂可靠性.国内核电厂控制棒运行经验少,且没有控制棒更换的相关法规或标准,这使得对控制棒寿命分析尤为重要.该文通过对压水堆核电厂控制棒在反应堆运行过程中的主要缺陷分析,以及对控制棒在各循环棒价值测量数据分析,提出了压水堆核电厂控制棒使用寿命建议.     

压水堆核电站二回路腐蚀类型与防腐管理

压水堆核电站主要由一回路、二回路以及辅助系统组成,其中腐蚀主要发生在二回路及辅助系统。其设备部件及水汽管道在与水汽长期接触的过程中,不可避免地会发生不同形式的腐蚀。本文介绍了压水堆核电站二回路腐蚀类型,包括点蚀、晶间应力腐蚀、海水腐蚀等,简述了核电站全寿期防腐管理下,各阶段的主要管理内容。     

核聚变堆面向等离子体钨基材料氢氦效应的第一性原理研究

钨基材料以其高熔点、高导热率、良好的抗中子辐照和抗溅射腐蚀等优异性能,被视为未来核聚变装置中最有前景的面向等离子材料.在聚变服役环境下,14Me V的高能中子以及低能氢/氦粒子流对钨基材料造成严重的辐照损伤.研究材料的辐照损伤与氢氦效应机理对揭示辐照引起材料微观结构与性能的变化以及探索开发新型抗辐照材料具有重要的意义.近年来,随着计算模拟技术的发展,多尺度模拟方法在聚变堆材料辐照损伤与氢氦效应机理研究方面有着广泛的应用.本文主要结合作者近几年的研究实践,介绍了第一性原理方法在钨中氢氦效应机理方面的一些进展,揭示了钨中基于空位和杂质的氢/氦泡级联成长机制,建立了过渡族合金元素与辐照点缺陷以及与氢/氦相互作用数据库,从而为高性能钨基材料合金化元素的筛选及其制备实践提供理论指导.     

压水堆一回路环境中304不锈钢的蠕变特性分析

裂尖结构蠕变应变是核电结构材料应力腐蚀裂纹扩展的主要驱动力之一,为了了解核电结构材料在核电高温水环境下的蠕变特性,本文利用高压釜模拟核电一回路高温高压水环境,对核电结构材料304不锈钢进行了不同应力下的单轴拉伸蠕变实验,基于时间硬化本构模型得出了其在320℃下的蠕变本构方程,并结合ABAQUS有限元分析软件建立了高应力下获取蠕变的数值模拟方法。结果表明,应力和时间对蠕变变形有着很大的影响,蠕变速率在初期很大,随着蠕变时间的延长,由于合金加工硬化现象的产生,导致蠕变速率逐渐减少并趋于稳定;温度一定时,蠕变变形和蠕变速率同样随着应力的增大而增大。利用ABAQUS可以有效获取高应力下蠕变规律的数值模拟方法,研究结果为核电结构材料安全性评定提供了一定的参考作用。     

质子辐照A508-3钢微结构演变规律

用高注量质子辐照模拟A508-3钢中子辐照,辐照注量相当于反应堆压力容器正常运行20年、40年、60年、80年和100年所遭受的快中子注量。分析材料微观结构的演变。     

宝钢特钢有限公司——压水堆核电蒸汽发生器用690合金U形管产业化制造技术及产品

正宝钢特钢有限公司的压水堆核电蒸汽发生器用690合金U形管产业化制造技术及产品,其项目立足自主开发,深入研究关键工艺控制技术,取得多项成果。核能是一种安全、清洁、可靠的能源,发展核电已成为我国重要的能源战略之一。核电蒸汽发生器用690合金U形传热管是压水堆核电站核岛中关键核心材料之一,其     

反应堆自身安全时代即将来临

要评价苏联切尔诺贝利反应堆事故的最后影响,尚为时过早。但一个积极的后果是因此而加强了对反应堆安全的重视,其效果比美国和西方核工程师呼吁十年的作用还大。 1979年美国三里岛核事故之后,反应堆安全问题已受到重视。全世界目前运行的商业核反应堆多达12种类型。已知的反应堆中,一半以上是压水堆,美国压水堆占62％之多。美国西屋公司是压水堆的主要制造商,已有三十年历史。三十年来,压水堆的安全性没有重大改进。最近西屋公司提出了改进型压水堆计划,对核技术产生了强烈影响。这项计划采用广泛模拟手段进行了研究,一项     

活性材料冲击压缩及反应行为模拟方法研究进展

近年来，以含能结构材料、含能非晶合金、含能高熵合金等为代表的活性材料受到广泛关注.由于兼具结构强度特性和冲击反应释能特性，活性材料在高效毁伤和防护领域有十分重要的应用前景.其中，活性材料的冲击压缩响应行为及反应释能特性是该类材料设计和应用中关注的重点，研究人员在考虑其冲击反应行为的数值模拟方法上开展了大量的研究工作.本文基于活性材料宏观反应行为受微/细观结构特性控制的特点，从不同时空尺度对活性材料的冲击压缩及反应行为数值模拟方法的研究现状进行了综述，系统梳理了分子动力学模拟、冲击压缩特性细观模拟、冲击反应行为跨尺度模拟、冲击压缩及反应行为宏观尺度模拟方法等4个方面的研究进展.总结认为，活性材料的冲击压缩动力学响应特性数值模拟及冲击反应特性宏-细观尺度关联机制的研究已取得了较大进展，考虑反应弛豫时间和非自持反应特性的点火模型在宏观尺度数值模拟中得到发展与应用.但是，目前数值模拟中关于反应诱发后活性材料动力学行为的描述主要基于火/炸药等典型含能材料的本构模型，仅能实现对活性材料冲击反应行为的表观呈现，而对活性毁伤元作用过程关键参数的精确预测仍存在一定差距.因此，建立准确描述活性材料撞击点火...     

全球核能科技前沿综述

 讨论了核能前沿科技领域所取得的科技研究与重要工程项目进展，重点介绍了核电建设与发展、小型模块堆技术、聚变反应堆、空间动力堆、事故容错燃料，数值反应堆等方面的研究及开发进展。在海、陆、空均有良好应用前景的小型反应堆，将在传统商用核电以外开辟核能利用的新天地。而先进燃料设计、高精度数值模拟等技术则是未来核能安全保障的重要发展方向。随着技术的进一步革新和技术路线的多样化，呈多元化发展态势的核能预期仍将在全球能源结构中占据重要地位。     

全球核能科技前沿综述

 讨论了核能前沿科技领域所取得的科技研究与重要工程项目进展，重点介绍了核电建设与发展、小型模块堆技术、聚变反应堆、空间动力堆、事故容错燃料，数值反应堆等方面的研究及开发进展。在海、陆、空均有良好应用前景的小型反应堆，将在传统商用核电以外开辟核能利用的新天地。而先进燃料设计、高精度数值模拟等技术则是未来核能安全保障的重要发展方向。随着技术的进一步革新和技术路线的多样化，呈多元化发展态势的核能预期仍将在全球能源结构中占据重要地位。     

一种新型海洋腐蚀模拟设备的设计

为了实现在实验室模拟海腐蚀而设计了一种新型海洋腐蚀模拟设备.本设备分为温度、潮差控制和造波三大系统,模拟海洋腐蚀中温度,干湿交替,浪花飞溅三大主要影响因素.本设备可实现自动化控制,结构简单,造价低,腐蚀结果与实海腐蚀相关性好.本设备可以为海洋腐蚀机理研究和耐腐蚀材料的开发提供设备支持.     

高温气冷堆关键材料技术发展战略

在我国核电技术自主化发展过程中,堆本体、燃料组件和蒸发器等主要设备的关键材料自主化是一个重要的基础问题.对于高温气冷堆(high temperature gas-cooled reactor,HTGR),这些关键材料主要涵盖核燃料、高温金属、核石墨、压力容器材料、高温气冷堆制氢相关材料等.受国内材料研发和制造水平所限,...     

纤维复合材料加固初应力下的钢筋混凝土拱分析

摘要： 基于3个钢筋混凝土拱式结构的粘贴纤维复合材料（FRP）加固试验,将混凝土塑性损伤模型、粘结行为、植入技术和模型变更等技术引入到非线性数值分析中,实现了混凝土损伤、FRP 混凝土界面粘贴滑移以及初始荷载等多个关键力学特性的模拟.通过加固试验及数值模拟成果的对比得出,采用截面加固方式的极限承载提高了14.47%,采用体系加固方式其极限承载提高了27.60%,即对于超静定结构,应从体系加固角度着手;开裂荷载的分析误差在7.79%以内,极限荷载的分析误差相对较小,最大仅为4.88%.结果表明,本文数值分析方法可行,能够为今后FRP加固混凝土拱式结构的研究提供依据.