LGJQT-1400导线的力学性能及结构改进

针对 L GJQT- 140 0导线的力学性能 ,从其组成的几何规律出发 ,分析了特种轻型钢铝绞制粗导线的截面刚度。给出了该型导线较为理想的结构设计 ,所得结果表明 :现有的 L GJQT- 140 0导线不仅经济效益低 ,而且力学性能差 ,导电性能也不尽理想。若将最外 4层每层减少一根股线 ,则上述不足均因股线捻角减少而改善。依此结构生产的产品既安全又经济 ,并且在加工工艺上易于操作 。

JEM-1400透射电子显微镜在纳米材料测试中的应用

以JEM-1400透射电子显微镜为例,介绍了透射电镜的基本结构、工作方式、电子光学成像原理及分辨率、放大倍率等基本概念,探讨了影响纳米材料样品高质量成像的因素及对策。从灯丝高度及束流强度调试方面讨论了提高材料样品分辨率的可行性:基于灯丝像,通过调节灯丝饱和度和偏压,使灯丝发射量达到15μA;在保证灯丝寿命的前提下,分辨率从过去的200 nm提高到10 nm以下。

时效温度对RT1400钛合金力学性能及耐磨性的影响

对RT1400(Ti-4.8Al-5.6Mo-3V-1.5Cr-1.6Fe)高强亚稳β钛合金进行固溶时效处理,探究时效温度对其力学性能及耐磨性的影响。结果表明:RT1400钛合金试样在480℃保温4h后具有较好的综合力学性能,其抗拉强度为1612 MPa,洛氏硬度值为43.08HRC,摩擦系数为0.358,磨损量为0.15 mg。由表面磨痕分析可知,时效温度为480℃时,RT1400钛合金的磨损机制为粘着磨损,时效温度为500℃时磨损机制为粘着磨损+磨粒磨损。

CAP1400主蒸汽管道自动焊工艺研究

文中通过对CAP1400核电站主蒸汽管道SA-335 Gr.P11焊接性能及焊接工艺进行研究与分析,针对自动焊工艺出现的未熔合、未焊透及背面成形不良等缺陷进行原因分析,从焊接坡口形式、氩气室布置等方面制订有效的自动焊工艺措施,开发出SA-335 Gr.P11管道自动焊的坡口形式及工艺参数,为后续核电工程及其他领域同材质的自动焊提供参考。

CAP1400核岛电缆保护管安装技术

‘十四五’期间我国将重点建设第三代核电技术项目,其中山东省石岛湾CAP1400型压水堆(简称国和一号)示范项目是16个国家重大科技专项之一,是在AP1000技术引进消化吸收基础上,通过再创新开发出具有我国自主知识产权、功率更大的第三代大型先进压水堆核电机组,其单机组功率可达到1543MW,与其他类型核电不同的是,此类型机组采用特有的‘非能动’安全系统技术,在电厂断电状况下,反应堆可在事故后72小时内无需人工干预自动保证安全,所以具有更高的安全性。本文主要介绍核岛电缆保护管的安装技术要点及经验反馈。

CAP1400核岛PMS机柜安装技术

随着全球气候变暖及温室效应问题日益严重,我国将大力发展以核电为主的清洁能源,以实现新旧动能转化及‘双碳’战略目标。山东省石岛湾CAP1400型压水堆(简称国和一号)示范项目是16个国家重大科技专项之一,是在AP1000技术引进消化吸收基础上,通过再创新开发出具有我国自主知识产权、功率更大的第三代非能动大型先进压水堆核电机组,其设备国产化率达到90%以上,本文将主要介绍国产化PMS机柜的安装技术及经验反馈。

1400 MPa级超高强钢SH-CCT曲线及其热影响区组织和性能

采用Formastor-FⅡ全自动相变仪,结合光学显微镜(OM)和维氏硬度测试,研究不同冷却速率对1400 MPa级超高强钢焊接热影响区(HAZ)粗晶区组织转变和性能的影响规律,绘制焊接连续冷却转变曲线(SH-CCT),结合焊接工艺试验,采用公式法确定最佳焊接工艺参数.结果表明,1400 MPa级超高强钢马氏体临界转变冷却速率约为5℃/s,当冷却速率大于5℃/s时,热影响区粗晶区组织为单一板条马氏体,硬度值为487~509 HV5,冷却速率小于5℃/s时,粗晶区组织中出现中高温相变产物,即板条贝氏体、粒状贝氏体和铁素体等组织,硬度值下降为487~260 HV5,同时组织中还出现M-A组元,其含量随冷却速率降低先增加后减少,形态也由弥散颗粒状变为断续长条状或块状分布;厚度8 mm的1400 MPa级超高强钢焊接时,热输入控制在20 kJ/cm以内,粗晶区组织为板条马氏体,硬度维持在500 HV5左右,粗晶区不发生软化现象,满足工程使用要求.

非均匀入流对CAP1400核主泵内流及性能的影响研究

针对CAP1400反应堆冷却剂系统中,由于蒸发器下腔室和核主泵直接相连导致核主泵入口产生非均匀入流,从而影响核主泵内部流场的问题,通过基于剪切应力运输模型的全三维CFD模拟方法,对蒸发器下腔室和核主泵联合模型进行数值模拟,分析了蒸发器下腔室致非均匀流动的形成机理,研究了非均匀入流对核主泵内部流动和水力性能的影响。结果表明:下腔室非对称结构和突缩截面的流动分离是非均匀流动的主要成因。在额定工况下,非均匀入流导致左侧和右侧核主泵扬程分别下降6.0%、5.1%,效率分别下降7.2%、6.6%;在0.5~1.2倍额定流量工况范围内,性能下降幅度与流量呈正相关。非均匀入流呈现轴向速度分布不均匀并伴随二次流动的稳定结构,并且左右两侧叶轮内非均匀入流的旋流畸变特性和轴向速度分布不同。叶轮入口旋流畸变引起入口冲角发生变化,与均匀入流相比,左右两侧叶轮叶高中部的冲角变化相反,而叶顶部分冲角均增加、叶根部分冲角均减小;叶轮入口轴向速度不均匀引起左右两侧叶轮各流道的流量波动分别增大3倍和2倍,降低了核主泵的运行稳定性。

CAP1400自主核电次末级空心叶片制造技术研究

文章介绍了次末级叶片制造工艺流程,并详细阐述了内背弧模具设计及热压成型、装配、焊接等工序的技术要点和制造难点及解决方案,并最终试制成功,为后续空心静叶片制造提供理论支撑。

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。

CAP1400示范工程核电站配套超大型高压外缸铸件铸造工艺研发

根据产品的结构特点,分析了CAP1400核电项目配套超大型高压外缸铸钢件铸造工艺及成型方案的难点,通过在铸件上合理设置冒口和其他工艺信息,利用MAGMA模拟软件,优化了铸造工艺,解决了铸造问题;采用复合成型技术,解决了铸件成型问题。铸件的实际检测结果表明,各项指标均符合要求。

CAP1400核电站屏蔽厂房结构特性与老化管理研究

为了实现对CAP1400核电站屏蔽厂房的全寿命期间老化管理,在开展CAP1400核电站屏蔽厂房的结构特点分析和老化降质机理研究的基础上,详细分析了屏蔽厂房监检测技术和评估方法,并对CAP1400核电站的屏蔽厂房老化管理方法进行了探讨,为CAP1400核电站屏蔽厂房全寿命老化管理奠定基础。

IL-1400型血气电解质分析仪试剂的配制及应用研究

自制了IL-1400血气电解质分析仪试剂,与进口配套试剂作临床标本测试比较,结果经配对t检验显示各组无显著性差异 P值均>0.05,相关良好。自制试剂检测随机配套质控物结果在允许范围内,参加卫生部临检中心室间质控检测成绩优 秀,临床应用效果良好,可代替原装进口试剂。

藏南沉错地区近1400年来的介形类与环境变化

通过分析藏南沉错CC1孔的介形类动物群所提供的古环境信息,探讨近1400年来的湖泊演化。CC1孔介形类共计7属15种。据其属种、数量及生态特征,可划分为7个组合,同时发现1400年来沉错环境变化可分为3个时期:(1) 公元6世纪末～14世纪下半叶沉错主要为较深水湖,其中大约在708～780年和1199～1213年湖泊迅速扩大加深;(2) 14世纪下半叶～19世纪末沉错主要为浅水湖,其中大约在1454～1525年、1645～1670年和1803～1891年3个时段湖泊强烈退缩,环境极不稳定,而大约在1731～1803年湖泊发生逆向转化,湖水增多,湖面抬升;(3) 19世纪末至今沉错由较深水湖转变为浅水湖,20世纪60年代以前为较深水湖,其中大约在1929～1935年湖泊急剧加深,20世纪70年代以来湖泊退缩,湖水变浅。

CAP1400数值反应堆系统关键技术研究及示范应用

本文系统介绍了"大型先进压水堆及高温气冷堆核电站"国家科技重大专项课题"CAP1400数值反应堆关键技术研究"的主要研究成果。课题首先分别开发了基于确定论方法和蒙特卡罗方法的高保真堆芯物理计算程序,然后开发了pin-by-pin先进子通道分析程序和基于精细网格的燃料棒性能分析程序,以此为基础建立了物理-热工-燃料性能多物理耦合的CAP1400数值反应堆系统。利用国际基准题VERA、AP1000启动物理实验参数对数值反应堆系统进行了验证和确认,并进一步实现了CAP1400大型先进压水堆的启动物理参数、循环模拟分析和部分功率能力分析的示范应用。数值结果表明,所开发的数值反应堆关键分析软件具有很高的计算精度,可直接服务于CAP1400的设计验证、物理启动和运行支持。

1400F轧机工作辊与冷却液之间的换热特性

在分析轧制过程中热量转移的基础上 ,应用ANSYS有限元软件分析了 14 0 0F铝带轧机工作辊与冷却液之间的换热特性 ,得到了工作辊表面与冷却液之间的对流换热系数 ,以及对流换热中的冷却液喷射速度和温度的影响。模拟结果表明 ,对流换热系数值和热流密度值均随工作辊表面温度降低而减小 ,冷却液喷射速度的增大和温度的降低都会导致对流换热系数的增大。仿真结果得到了实验的验证 。

CAP1400反应堆吊篮与围筒旁通流特性实验研究

对CAP1400反应堆的吊篮与围筒旁通流量进行实验研究,研究了不同直径的围筒底板开孔下旁流腔的阻力特性及对应原型堆堆芯压降下的旁流份额。研究结果表明,当围筒底板开孔直径大于等于1.2倍的最小实验测量直径时,旁流腔的流量份额超过了对应原型堆堆芯压降下总流量的0.5%,其余孔径下旁流腔的流量份额均小于对应原型堆堆芯压降下总流量的0.5%。

1400W对成年大鼠脑缺血后海马神经元再生的影响

目的 研究脑缺血对海马齿状回神经元再生的刺激作用 ,以及iNOS抑制剂对缺血诱发的神经元再生的影响。方法 血管内栓线法阻塞大脑中动脉 1 5h然后再灌注制备再灌性局灶脑缺血模型。腹腔注射iNOS抑制剂 14 0 0W(5mg·kg-1)。BrdU参入法测定海马齿状回的细胞扩增。于再灌注后 2 4h测定海马iNOS活性及NO水平。结果 在脑缺血后d 8缺血侧海马齿状回的BrdU阳性细胞数比对照侧多大约 5倍 ,14 0 0W抑制iNOS活性和降低NO水平 ,同时抑制脑缺血诱发的海马齿状回神经细胞扩增。结论 iNOS是脑缺血诱发海马齿状回神经元再生的重要分子 ,激活iNOS可能是促进脑缺血损伤功能修复的治疗策略之一。

CAP1400核电站接管和安全端焊接变形与残余应力研究

系统研究了CAP1400核电站接管和安全端模拟件焊接变形与残余应力分布特点。接管和安全端在焊接过程中焊接变形主要集中于焊接的初始阶段,焊接1/4厚度时,变形量为3 mm左右,焊接完成后,焊缝收缩量高达4.5 mm。盲孔法测试结果表明,在整个接管和安全端焊接接头内,环向与轴向焊接残余应力均为拉应力。焊接残余应力的最大值位于安全端镍基堆焊层与对接焊缝熔合线附近,测试结果达到500 MPa。

CAP1400核电厂辐射防护审评关键技术及软件系统研发初探

依托大型先进压水堆核电站国家科技重大专项CAP1400辐射防护审评关键技术研究及软件系统研发课题,详细介绍了目前针对CAP1400辐射防护审评关键技术及软件系统研发的研究进展及阶段性成果。