阻尼对主系统地震载荷的影响分析

以核电厂主系统非线性有限元模型为研究对象,采用ANSYS软件分析阻尼不同施加方式对主系统地震载荷的影响。结果表明,在主系统地震分析中,采用瑞利阻尼方式计算的载荷相对比较保守;在计算方法允许的情况下应尽可能采用直接施加模态阻尼或材料阻尼的方式,以降低载荷的保守性,提高核电厂的经济性。     

反应堆主泵抗震强度的三维实体模型计算

用有限元方法做泵的强度验算,一般是使用壳单元．泵的厚度为一个固定值本文通过CATIA软件建立了与真实主泵完全一致的三维模型,使用四面体单元对建立的模型划分有限元网格,克服了采用壳体单元的近似,使模型的计算结果更加可靠计算了反应堆主泵的抗震性能．在地震载荷、温度场的作用下,反应堆主泵的最大Mises等效应力为29.9MPa,根据ASME—III ND3400所确定的该材料许用应力极限值132．825MPa,其完全满足相关规范抗震强度的要求.     

核电站主泵机组地震响应谱分析及应力评定

用三维实体建模软件Inventor建立某核电站主泵的三维实体模型。对模型进行简化,灵活运用ANSYS的单元属性和接触功能,建立有限元动力学模型。通过模态分析,得出前13阶固有频率。在此基础上,用SRSS振型组合法分析多地震谱、多角度下核主泵的地震谱响应,得到了相应的应力和位移响应。对主泵进行静力学分析,将地震动应力与静应力相叠加,分析不同工况下主泵机组的应力值。按ASME规范进行校核,结果表明：应力值满足标准要求。     

基于PCA的主泵传感器状态监测模型

核电厂主泵的主、辅系统中布置了大量的传感器，随着主泵的运行，传感器会出现不同程度的老化或故障。为了改善现有核电厂传感器周期性测试和校准方案的不足，提高运行的安全性与经济性，采用主成分分析（PCA）技术对主泵的传感器进行状态监测。使用某核电厂主泵的运行数据建立PCA监测模型，并利用该模型对传感器的小漂移故障和共模故障进行识别，仿真结果表明该模型对主泵传感器具有很好的监测效果。      

压水堆核电站主冷却剂泵泵壳的实验应力分析

叙述了在压水堆核电站主冷却剂泵的研制中,对安全一级部件的主泵泵壳进行“光弹”和“电测”实验应力分析,旨在保证泵壳的结构设计合理,并确保压力边界的完整和安全。实验分别用几何相似的模型泵壳,在内压、自重、地震以及接管系统载荷作用下进     

空化模型热力学修正的核主泵空化研究

为研究核主泵的空化特性,基于ANSYS CFX软件,对现有Zwart-Gerber-Belamri空化模型进行热力学效应修正,在不同流量下采用修正前后的空化模型分别对模型核主泵进行数值计算,并将模拟值与试验值进行对比分析,验证了在核主泵空化发生时热力学效应修正的正确性。结果表明,未发生空化时,模型修正不具有明显影响,随着核主泵空化的加深,影响加大;模型泵空化性能的数值模拟预测与试验值趋势吻合,误差值在5.3%~9.6%之内,验证了空化数值模拟对核主泵工程应用中性能预测的可靠性;空化余量减小时,叶片低压区域从进口向出口扩张,随低压区域的扩张,汽泡填充整个流道,叶片载荷力降低,扬程下降。     

压水堆核电站主冷却剂泵泵壳的实验应力分析

叙述了在压水堆核电站主冷却剂泵的研制中,对安全一级部件的主泵泵壳进行“光弹”和“电测”实验应力分析,旨在保证泵壳的结构设计合理,并确保压力边界的完整和安全。实验分别用几何相似的模型泵壳,在内压、自重、地震以及接管系统载荷作用下进行。文中给出了详细的实验结果;同时根据“ASME”规范,对实验结果进行了分析和评价。     

一种核主泵水力模型高效低轴向载荷优化改型策略

针对当前多数研究中仅改善反应堆冷却剂泵（核主泵）性能特性而缺乏考虑载荷特性的不足，在一种新的叶轮轴面流道设计方法基础上，联合应用径向基神经网络和多目标遗传算法，构建了以高性能、低轴向载荷为目标的优化策略。为了验证优化策略的可行性，以前期设计的核主泵缩尺模型为对象进行了改型设计。结果表明:新的优化策略仅需要3个变量控制、15组采样数据，便可成功实现对核主泵的优化改型；优化结果在设计工况点效率较目标叶轮提高了0.9%，扬程提高了0.6 m，轴向载荷降低了约200 N；代理模型预测结果定量证明优化设计中扬程的增加容易引发轴向载荷的提升。      

非对称压水室对CAP1400主泵性能影响的分析研究

压水室作为主泵的边界,不仅承担着压力而且还是周向流出的导叶与单向流动的管路之间的唯一桥梁。为探究压水室对整机性能的影响,以CAP1400的1:2.5缩比模型为目标,提出了一种关于主泵非对称压水室的设计方法,并设计出4种不同几何尺寸的非对称模型。借助计算流体动力学（CFD）数值方法,得到含有口环间隙的核主泵全三维模型的内部流场、外特性及瞬态载荷信息。通过对比分析获得结论:4种非对称压水室模型将上盖板处径向载荷减小60%以上,使叶轮及总径向载荷的主频幅值减小13%以上;在保证径向载荷有明显改善的同时,还能有效提升泵体效率和扬程,前者改善更为明显,提升范围为0.57%~0.83%。      

土建结构与主回路耦联模型抗震分析研究

以巴基斯坦恰希玛核电厂为分析对象,用响应谱分析法以及时程分析法对将士建结构及主回路系统设备按其实际连接(支撑)情况共处一体的耦联计算模型进行抗震分析计算,将其结果与解耦后的主回路系统模型的计算结果相比较,并进行初步的分析探讨.在分析中,用弹性梁单元来模拟主回路系统设备及土建结构,土建结构采用由剪力墙组合的悬臂梁模型.在解耦模型中,各设备的支撑是以具有实际支撑刚度的弹性梁单元支撑在刚性悬臂梁(单点输入)及弹性悬臂梁(多点输入)来模拟.耦联模型的地震载荷按照实际情况,由土建结构的底部输入.通过比较发现,主回路系统设备与土建结构的耦合效应不容忽视,实际抗震设计中不宜用以往的解耦模型进行抗震分析.     

Primary Shielding Design for BRIF

The radioprotection of the Beijing Radioactive Ion-beam Facility （BRIF） has been conducted under the instruction of GB 18871--2002. The shielding of the facility has designed based on the value listed in Table 1.     

Primary coolant chemistry in VVER units

Operation experience with VVER coolant chemistry has been reviewed. The paper describes the results of measurements of radiation fields in primary system components and occupational doses that are compared with radiation control philosophy based on boron-potassium-ammonia coordinated water chemistry, modified and hydrazine water chemistry. The difference in water chemistry guidelines between VVERs and different current operational practices at VVER utilities are outlined. Special emphasis is given to the ammonia-hydrazine water chemistry on some VVER plants, high temperature filtration and silver behaviour.     

反应堆主泵现场动平衡

核电站反应堆主泵是一回路的关键设备，其设备状态的优劣将直接影响核电站的安全和运和。本文描述了大亚湾核电站在反应堆主泵发生振动高的异常情况下，通过频谱分析和诊断，确定为不平衡故障，最终采用现场动平衡法进行处理，使主泵振动状态恢复到良好水平的过程。     

Primary Fission Products Charge Indentification Study

<正>Charge identification of primary fission products is a key technology for primary fission product yield measurement.Since the energy per nucleon of primary fission products is relatively low(0.5-1.3 MeV),conventionalΔE-E detectors are difficult to realize charge discrimination.In order to break through the key technology of charge identification,the current sensitive pre-     

压水堆核电站一回路工况变化对主泵主要机械性能的影响

论述了大亚湾和岭澳1000MW压水堆核电站反应堆冷却剂回路(一回路)主要瞬态工况对反应堆冷却剂泵的主要机械性能参数的影响,为避免主泵受瞬态干扰,以及通过改变系统参数调整来改善主泵机械参数提供了理论依据。     

Progress of Primary Fission Products Indentification Study

正The lower pressure and high resolution gas ionization chamber assembly is the major works for primary fission products indentification project in last year.The electric field well-proportioned and entrance window material were crucially design for this ionization chamber.     

压水堆核电站一回路硼浓度监测

简要介绍了目前我国在役压水堆核电站用硼浓度监测仪的工作原理．分析了该仪器使用过程中的标定方法及提高硼浓度测量可靠性的技术措施。     

压水堆核电站--回路硼浓度监测

简要介绍了目前我国在役压水堆核电站用硼浓度监测仪的工作原理,分析了该仪器使用过程中的标定方法及提高硼浓度测量可靠性的技术措施.     

主回路小破口失水事故分析

采用RETRAN-02程序,建立主回路小破口失水事故典型模型,计算了某反应堆主回路小破口失水事故时各种热工水力参数的瞬态变化,分析了该事故发生时的物理过程及预防措施。分析表明,该反应堆具有良好的抵御此类事故的能力。     

临界装置运行岗位设置和要求

根据临界装置运行特点及运行程序的要求,结合国外由于人误发生的临界事故的分析,认为临界装置运行至少需设4个岗位:值班长、物理员、操纵员和剂量员.从保证临界装置运行安全出发,要求值班长不仅具备临界装置的运行经验,还应具备兼听、不武断、不过分自信等品格;值班长和物理员应相互独立判断运行中出现的问题.