Structural Features and In-service Inspection of the LTNHR-200 Pressure Vessel

The pressure vessel of 200 MW low temperature nuclear heating reactor (LTNHR-200) is the main part of primary pressure boundary and its reasonable and reliable structural design is the key point to assure the safe operation of LTNHR-200. The double-shell pressure vessels were designed. LTNHR-200 pressure vessel meets the condition of Leak Before Break and has a relatively low failure probability. Metal containment (outer pressure vessel) has the similar features to LTNHR-200 pressure vessel. There exists no LOCA and core melting with the double vessel. The in-service inspection of the pressure vessel can be simplified greatly because of the safety and structural features of the reactor.     

NHR-200堆内液位测量传感器研究

用稳压器液位测量结果表征压水反应堆内冷却剂装量，已不能满足核安全要求；一体化、双壳式的ＮＨＲ－２００（２００ＭＷ核供热堆）中，传统的差压式核级液位计难以实现其液位测量。为此，基于发热体在气体和液体中放热系数的显著差异，提出了变液位测量为温差测量的加热式铠装热电偶方案，试制了铠装液位传感器，并在模拟实验装置中进行了试验。理论计算和试验结果表明，该传感器原理正确，性能可靠，结构可行，可作为ＮＨＲ－２００堆内水位测量的液位传感器。     

控制棒位置测量组合编码电感传感器

控制棒位置是核反应堆最重要的运行参数之一。对于一体化的低温供热堆，棒位测量传感器必须安装在压力容器内，其运行环境及结构空间比压水堆更为苛刻。传统的线圈编码电感传感器线圈数量多、结构复杂。基于理论分析，提出了组合编码方案，所用线圈大大减少。进而进行了编码原理、环境温度影响等试验研究。结果表明：组合编码电感位置传感器原理正确、结构简单、运行可靠，可望发展成２００ＭＷ核供热堆控制棒位置测量的适用传感器     

5MW低温核供热堆的研制和运行特性

清华大学核能技术设计研究院开发的 ５ ＭＷ低温核供热试验堆已建成运行。本文简要介绍该堆的主要设计特性，其中包括一体化、自稳压和双层壳的结构设计、世界上首次采用的控制棒水力传动系统、自然循环的冷却方式以及防止放射性物质泄人热网的措施等。这些设计措施大大提高了该堆的固有安全性。还介绍了该堆的主要安全性能，重要的试验研究项目及自调节性和自稳定性等运行特性。     

核容器环带区裂缝热荷载下的应力强度因子

计算了核容器环带区裂缝在热梯度荷载下的应力强度因子（ＳＩＦ）．结果是可靠的。 证实了快速变化温度场下的应力强度因子较稳态时为低的论断，并对可能出现的稳态温 度场进行ＳＩＦ的计算考查，确定了环带区最大假想裂缝在热荷载下的ＳＩＦ上限值， 这对核容器的缺陷评定有重要意义，扩大了评定公式的使用范围。文章指出：焊接研究 委员会第 １７５号公报（ＷＲＣ Ｂｕｌｌｅｔｉｎ １７５／Ａｕｅｕｓｔ，１９７２）中所给的热梯度应力强度因 子的近似公式是错误的．     

基于振动信号的堆内构件故障诊断研究

反应堆堆内构件在高温、高压和高辐射的环境条件下运行,长期受冷却剂的高速冲击,一旦发生事故会影响压水堆机组的正常运转,甚至发生更高级别的核事故．以反应堆压力容器振动信号为研究对象,实现对异常振动行为的故障诊断十分必要．利用ANSYSWorkbench堆芯吊篮和压力容器进行实体建模,得到吊篮梁式振动模态和壳式振动模态．通过瞬态分析模块,利用白噪声激励模拟正常工况下流质振动的情况,叠加冲击力的条件下模拟LOCA状态下的受力情况,得到正常和异常状态下压力容器上垂直方向加速度时程响应数据．在LabVIEW虚拟仪器平台上,利用分形关联维的方法对处理过的振动信号进行故障诊断,通过比较正常状态及故障状态时的关联维数,可以快速有效地进行故障模式的识别．     

供热堆中影响重力注硼速度的因素

重力注硼系统不仅设备简单、经济，而且具有固有安全的特点。本文采用一组双组分两相流体五方程式描述系统的物理过程，分析影响注硼速度的因素。分析结果说明：在所关心的范围内，反应堆压力容器内不凝结气体的分压力和注硼管直径的影响最大。     

紫外压印光刻中阻蚀胶残膜刻蚀工艺

针对紫外（UV）压印光刻在压印工艺过程中会产生阻蚀胶残膜的技术特点，采用以O2为反应气体来清除阻蚀胶残膜的反应离子刻蚀（RIE）工艺方法，研究了不同的反应气体流量、反应腔室压力、射频功率等刻蚀参数对刻蚀速率和刻蚀各向异性的影响，得到了刻蚀速率和刻蚀各向异性随各刻蚀参数的变化趋势图．实验结果表明，减小反应气体压力和气体流速可以降低刻蚀速率，提高刻蚀各向异性．通过对刻蚀参数的优化配置，当射频功率在200W、反应气体流速在30mL／min、反应腔室压力为0．6Pa时，刻蚀速率可以稳定在265nm／min，各向异性值可以达到13，因此实现了对压印图质形的高质量转移．     

高温与液压对快堆座式主容器屈曲的影响

讨论了快中子增殖反应堆在运行工况下，主容器内液态钠的高温和液压的存在对容器的屈曲行为的影响。首先用有限元分析了聚氯乙烯圆柱容器实验模型在室温和高温、无液压和有液压时在模拟水平地震的水平力和弯矩荷载下的屈曲荷载与屈曲模态，高温使容器的弹性模量降低，从而使容器抗屈曲能力降低，而液压的存在使抗屈曲能力增加。计算结果与实验结果吻合得到很好。然后用同一程序计算了中国实验快堆钠池主要容器在室温和高温、无液压和有液压时在模拟水平地震的水平力和弯矩荷载下的静态屈曲荷载与屈曲模态，由于屈曲发生在主容器的裙座，不是在有液体的主圆柱壳上，高温和液压对屈曲荷载与屈曲模态几乎没有影响。     

核反应堆控制棒水压驱动技术

介绍了控制棒水压驱动系统的技术方案、工作原理、技术效果和安全特性。在对清华大学发明的水力驱动控制棒系统深入研究的基础上,结合商用压水堆磁力提升器的优点,开发一种新型内置式控制棒驱动技术。该驱动技术解决了磁力提升器把驱动机构置于核反应堆压力壳外的缺点,但保留了抓式机构驱动的优点;解决了水力驱动控制棒系统动压驱动因工况变化而引起的驱动特性的复杂性的缺点,继承了内置式控制棒驱动机构不贯穿压力壳、传动线短、避免了弹棒事故等优点。该驱动技术主要应用于一体化布置核反应堆,可以推广到其他研究堆。     

J形坡口焊接机器人运动控制系统设计

核电压力容器的焊接制造中,半球形封头与圆管相贯形成空间曲线J形坡口焊缝,通用焊接机器人难以满足焊接要求.针对研发的悬挂式J形坡口专用焊接机器人,设计开发了机器人运动控制系统.介绍了机器人机械结构特点及运动控制算法.机器人控制系统核心采用工业控制计算机(IPC)与DMC数字运动控制器,交流伺服电机为执行端,利用三级控制结构实现作业管理,组织各轴协同运动完成焊接作业.进行了空间曲线J形坡口焊缝焊接实验.实验结果表明,设计开发的运动控制系统能够很好地控制机器人各轴协同运动,满足空间曲线J形坡口焊缝的焊接需求,可以提高核电压力容器焊接制造的自动化水平.     

核电站安全壳牛腿结构改形分析

本文用ＳＡＰ５对核电站安全壳牛腿进行了数值分析，比较了几种结构形式的牛腿在受载时的应力与变形情况，得出了既能满足设计要求又简化了结构与制造工艺的牛腿结构，本研究的结果可供核电站设计作参考．     

核反应堆压力容器模拟钢中富Cu纳米团簇析出早期阶段的研究

采用调质处理后热时效模拟方法,用原子探针层析成像技术研究了核反应堆压力容器模拟钢中富铜纳米团簇的析出过程.模拟钢经880℃加热水淬,660℃高温回火调质处理,并经400℃时效处理1000 h后基体中析出了富铜纳米团簇.使用MSEM(maximum separation envelope method)方法重点研究了富铜纳米团簇在析出早期阶段成分变化规律.结果表明,富铜纳米团簇容易在镍含量较高的位置形核,并随着富铜纳米团簇中铜原子聚集程度的增加,纳米团簇中心处铜含量逐渐增加,镍含量逐渐减少;在纳米团簇与α--Fe基体界面处,镍和锰含量逐渐增加,形成了富镍和富锰包裹富铜纳米团簇的结构.结合实验结果讨论了压力容器钢中合金元素镍及杂质元素磷会增加中子辐照脆化敏感性的原因.     

PLC在压力容器底部气密检验机中的应用

底部气密检验是压力容器生产工艺中的一个必要环节,底部气密机成功地实现了这一过程。本文介绍了采用西门子S7-200PLC作为该设备控制系统的软硬件设计,实现压力容器底部气密检验的自动化。     

Transient pressure analysis for the reactor core and containment of a HTGR after a primary loop pressure boundary break accident

The pressure variances in the reactor core and containment of a High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) after a primary loop pressure boundary break accident determine the structural integrity and safety of the reactor. Based on mass conservation, energy conservation and state equations, explicit formulae for the transient pressure and temperature variances in the pressure vessels were deduced, and a set of differential equations for the transient pressure and temperature variances in the containment were developed. Numerical simulation was also conducted to investigate the transient pressure and temperature variances in the pressure vessels and containment. The results show that energy transformation due to expansion work cannot be neglected. The maximum pressure in the containment could increase by 40 percent due to blockage caused by air in the containment. Detailed numerical simulations of the transient pressure and temperature variance in the reactor core flow passages were also conducted. The results show that the pressures acting on the reactor core and containment are below acceptable values.     

反应堆堆内构件流体激振力的数值模型研究

针对反应堆堆内构件流致振动分析评价中如何合理获取流体激振力的关键技术难题,开展了典型反应堆堆内构件三维流场分析的数值模型研究。研究基于计算流体动力学方法,首先,根据反应堆堆内构件的结构特点和运行工况参数,将实际结构的关键部件、物理边界提取并做适当简化,在合理降低计算规模的同时,又充分保留其流场特征;其次,综合考虑计算资源和计算效率,采用结构网格和非结构网格相结合的混合网格划分方式以及分区化的网格尺寸策略,将流场十分复杂但并不关注其细节的堆芯段采用多孔介质模拟,使划分的网格能够捕捉流场特征,进而建立了适用于工程的三维流场分析模型,并对预测结果较好的3种湍流模型进行了对比研究。获得了反应堆堆内构件的三维流线和压力分布特征、典型测点压力脉动的时程与功率谱密度（PSD）特性、3种湍流模型对反应堆堆内构件流体激振力的预测情况、作用于吊篮表面的流体激振力特性。结果表明,大涡模拟（LES）模型可以较好地预测反应堆堆内构件的流体激振力,同时又具有一定的保守性,作用在反应堆堆内构件的流体激振力符合宽带随机性,可为反应堆堆内构件流致振动分析评价提供关键参数和输入载荷。     

双排棒组件超临界水堆堆芯方案设计

结合国际上多种超临界水堆堆芯设计方案的优点,提出了一种新的压力容器式低泄漏堆芯设计方案,其特点是,堆芯中采用了双排棒正方形闭式燃料组件和三区低泄漏换料.双排棒燃料组件由两排燃料棒包围一个慢化剂水棒构成,可以使得慢化均匀;三区低泄漏换料可以大大延长堆芯寿期,降低压力容器快中子注量.通过堆芯三维物理热工耦合计算发现,该方案寿期内的最大包壳温度(MCST)为684℃,堆芯寿期为300个有效满功率天,且功率分布平坦.在此基础上,对所有组件进行了更为保守的子通道热工水力计算,得出MCST为685.3℃,进一步表明所提堆芯设计方案在物理热工方面是可行的.     

压力容器壳体局部应力计算和强度评定

介绍了一种简便、实用的压力容器壳体局部应力计算方法,并应用该方法对一高压反应器底封头由接管载荷引起的局部应力进行了详细计算,进一步采用分析设计法进行了强度评定。     

Effect of reactor pressure on the growth rate and structural properties of GaN films

The effect of reactor pressure on the growth rate, surface morphology and crystalline quality of GaN films grown on sapphire by metalorganic chemical vapor deposition is studied. The results show that as the reactor pressure increases from 2500 to 20000 Pa, the GaN surface becomes rough and the growth rate of GaN films decreases. The rough surface morphology is associated with the initial high temperature GaN islands, which are large with low density due to low adatom surface diffusion under high reactor pressure. These islands prolong the occurrence of 2D growth mode and decrease the growth rate of GaN film. Meanwhile, the large GaN islands with low density lead to the reduction of threading dislocation density during subsequent island growth and coalescence, and consequently decrease the full width at half maximum of X-ray rocking curve of the GaN film.     

电子束蒸发镀膜反应室内的等离子体空间分布

利用Langmuir探针诊断方法,得到了放电气压0.1Pa、射频13．56MHz、功率200W、加速栅压-200V和减速栅压 85V条件下,电子束蒸发镀膜反应室内的等离子体空间密度分布,以及不同放电气压和不同偏压下反应室内的等离子体密度分布．通过对反应室中等离子体空间分布的分析,得到离子密度均匀区域、合适的反应气压和合适的加速栅电压、减速栅电压范围．