中国先进研究堆全堆芯流致振动及流量分配试验研究

由于设计和安全评价的需要,对中国先进研究堆(CARR)进行了1∶1全堆芯的流致振动和流量分配试验研究.文章分别介绍了流致振动和流量分配试验研究的技术路线、模型的设计、试验研究的内容、试验方法、试验结果分析和得到的结论等.试验中发现了结构设计的部分问题,设计方根据试验结果改进和优化了最终设计.试验验证了CARR堆内部件和堆芯的设计,为CARR工程通过安全审评提供了依据.     

AP1000堆芯围筒组件在空气中动态特性试验研究

通过堆芯围筒组件模拟件(1:1)的动态特性试验,可以获得AP1000堆内构件堆芯围筒组件在空气中动态特性(固有频率、阻尼比和对应的振型)。本试验采用多输入多输出(MIMO)试验方法进行模态试验,获得了堆芯围筒组件前6阶的固有频率、阻尼比与相应的振型。试验结果为建立反应堆设备系统模型及堆芯围简组件流致振动分析提供可靠的固有特性参数。     

中国先进研究堆堆芯容器及堆内构件设计研究

堆芯容器及堆内构件是中国先进研究堆(CARR)中的关键设备之一.经过充分调研和精心设计,解决了CARR堆芯容器及堆内构件结构设计中以下几个方面的技术难点:螺纹连接的防松脱设计,填充体与栅板组件的整体装配设计,控制棒导管的上、下支撑设计和密封结构设计等.目前,堆芯容器及堆内构件在现场已安装完毕,经多项设计试验验证表明,达到了预期设计要求.     

CAP1400堆内构件流致振动试验模拟件的设计

CAP1400反应堆堆内构件为原型类堆内构件.为了验证CAP1400反应堆堆内构件的结构的完整性和堆内构件流致振动评价提供依据,有必要进行反应堆堆内构件流致振动模拟试验.堆内构件流致振动模拟试验通常采用缩小比例的比例模型.模型比例、模型相似关系和模型简化设计是模拟试验的重要组成部分.对模型比例主要考虑因素、比例模型遵守的相似关系及主要模拟试验试验件简化设计进行了详细的描述.试验件的简化不仅能降低模拟试验的制造成本,而且能获得相对准确的实验数据.     

反应堆堆内构件流致振动试验的极值载荷分析

应用极值载荷分布法分析了泰山６００ＭＷ核电站反应堆堆内构件流致振动试验的实例载荷，得出的设计寿命期４０年内，流致振动对堆内构件疲劳寿命的影响可以忽略不计，同时为堆内构件流致振动试验时间的确定，提供了有价值的参考数据。     

华龙一号堆内构件流致振动试验研究

本项研究采用试验研究和理论分析相结合的方法对堆内构件流致振动进行了研究。根据流致振动试验的相似准则,完成了1:5试验模型设计,按照美国核管会RG1.20的要求进行试验研究及有限元分析计算。试验研究解决了传感器布置的多项技术难题,获得了大量、完整、可靠的试验数据。结合流致振动试验数据对堆内构件进行流致振动响应计算。最后利用试验和计算分析相结合的方法完成了堆内构件关键部件流致振动疲劳强度的评估。研究方法对后续的流致振动试验研究具有重要的参考价值。     

CARR重水箱与导流箱设计特点

本文介绍了CARR堆本体中重水箱和导流箱的设计思想和解决方案。对结构进行了详细描述,分析了设计中存在的难点。参考全堆芯流致振动试验模型的设计制造和试验结果,采用三维设计软件进行参数化建模和虚拟装配,使设计更加合理和优化,同时保证了各设备之间接口的准确性,解决了设计难点。目前,施工设计已全部完成,设备正处于加工制造阶段。     

反应堆堆内构件流致振动试验研究综述

简要描述了近年来完成的多个反应堆的堆内构件流致振动试验研究工作,以及按照美国核管会导则R.G.1.20的要求对结构进行的流致振动综合评价。内容包括秦山核电厂二期反应堆堆内构件流致振动综合评价、ACP1000堆内构件模型流致振动试验研究、华龙一号的流致振动评价计划,也介绍了流致振动分析工作的进展等。在完成这些研究工作的基础上,总结反应堆结构流致振动经验,探讨流致振动综合评价问题,最后对国内流致振动未来的研究工作进行展望。     

中国先进研究堆(CARR)工程燃料组件设计验证试验

中国先进研究堆(CARR)采用的燃料组件在国内尚属首次加工与使用。为了保证燃料组件的完整性和安全性,满足堆安全运行的需要,对燃料板和组件的结构稳定性、流致振动、临界流速、热循环、堆内辐照等进行了设计验证试验。结果表明,CARR燃料组件的设计和加工工艺是合理的,谈组件在反应堆实际运行条件下是稳定和安全的。     

反应堆压力容器上部堆内支承构件的流致振动分析

核电厂运行工况下,反应堆压力容器(RPV)上部堆内支承构件处在一个高速的横向流流场中。在横向流作用下,RPV上部堆内支承构件产生明显的振动。这类振动行为体现在涡旋导致的结构振动和流弹不稳定。研究RPV上部堆内支承构件在横向流作用下的振动行为特性,并根据ASME规范对其进行流致振动分析评定。研究结果表明:特定结构在冷启堆或冷停堆时更容易产生流致振动,而非在满功率运行工况下。     

秦山核电二期工程反应堆堆内构件流致振动试验

对秦山核电二期工程反应堆堆内构件在热态功能试验期间的流致振动进行了测量,将测量数据与理论预计的振动值进行比较.结果表明二者符合较好.由此确定了堆内构件在正常工况下的振动强度,并为堆内构件流致振动综合评价提供了依据.本文介绍了该试验的的方法与结果分析,实测结果和理论分析的验证表明,秦山核电二期工程反应堆堆内构件流致振动性能完全满足安全要求.     

秦山核电二期工程反应堆堆内构件模型流致振动试验研究

秦山核电二期工程是我国自行设计的第一个600MW级核电站,有必要进行反应堆堆内构件流致振动试验研究.本文介绍了按相似准则设计的实堆15的堆内构件试验模型,进行流致振动试验采用的试验方法,完成的试验内容以及试验数据的分析和处理.测得了吊篮结构在冷却剂流动冲刷下的脉动压力和各种响应参数.试验结果可用于秦山核电二期工程安全评审,并提供了吊篮流致振动响应计算的载荷谱和实堆振动监测、故障诊断的参考样本.     

反应堆堆内构件流致振动特性研究

以某新型工程试验堆为研究对象,采用试验分析与仿真计算相结合的手段探索该试验堆堆内构件流致振动特性。在流致振动试验中,根据相似准则建立了1/2的缩比试验模型,并在整体水力模拟台架上开展了100%额定流量工况下的堆内构件流致振动试验,测量了吊篮组件和二次支承组件在流体作用下的动力响应;根据吊篮组件和二次支承组件所受激励的不同,结合试验结果分别采用不同的计算方法得到了流体力作用下结构的动力响应,分别获得了100%额定流量工况下的最大应力值。     

CAP1400堆内构件流致振动试验研究与分析

针对CAP1400反应堆,采用1:6试验模型,在相匹配的水力模拟试验回路上完成了不同工况下的流致振动试验,获得了完整的试验数据,并对试验数据进行了详细分析和评价。结果表明,CAP1400堆内构件的设计对于流致振动是安全的,该结论为核安全评审提供了依据。     

考虑流体作用的结构抗震分析

建立某型试验堆包括栅板组件和堆芯组件的堆内构件的完整有限元模型,采用完全二次组合法(CQC)模态组合方法对堆内构件进行谱分析,考虑堆芯在静水中附加质量对横向振动特性的影响,忽略水的附加质量对轴向的影响,由此建立2个有限元模型:(1)堆内构件在水中的近似模型,用于结构在横向地震载荷作用下的谱分析;(2)堆内构件在空气中的模型,用于结构在轴向地震载荷作用下的谱分析以及重力作用下的静力分析。分析表明,堆内构件满足ASME标准的要求。     

防断组件及其支承柱高周疲劳分析

反应堆堆内构件是反应堆冷却剂系统中的重要设备,其设计结构要求在全寿期内保持高度可靠性。在国内外核电厂运行过程中,曾发生堆内构件因流致振动而出现故障和损坏事件,直接影响了反应堆的安全运行和经济效益。本文以堆内构件防断组件及其支承柱(SCSS)为研究对象,研究其在流致振动载荷和泵致振动载荷下的动态响应,并对结构进行谱分析和谐响应分析。最后根据ASME锅炉及压力容器规范对防断组件及其支承柱各部件进行高周疲劳评定,计算结果表明各部件交变应力强度满足规范限值的要求。     

中国先进研究堆全堆芯扩散计算

基于物理启动、同位素生产以及空间燃耗不同考虑的全堆芯模型,采用少群扩散方法对中国先进研究堆(CARR)堆芯进行计算。通过对选定的换料方案进行堆芯第1～3炉的临界计算,得到了各炉初/末期的反应性、中子注量率以及功率分布。并且采用隐式燃耗方法模拟了CARR堆芯燃耗过程,得到了堆芯燃耗分布,分析了堆运行过程中产生的裂变产物份额并给出了中毒反应性效应。确定了CARR的基本物理特性参数,完成了CARR物理详细设计工作,为CARR最终安全分析报告的编写以及将来的运行提供必要的数据。     

华龙一号堆内构件流致振动现场实测测点布置论证

为保证华龙一号堆内构件的结构完整性,在华龙一号首堆(福清核电厂5号机组)热态功能试验期间应对堆内构件的流致振动行为迚行现场实堆测量,幵且需对现场实堆测量中涉及的实测测点布置迚行论证分析。本文将华龙一号堆内构件与M310堆型堆内构件的结构和流场迚行了对比,得出需要布置测点的新结构位置以及相同结构的薄弱位置;通过对华龙一号堆内构件比例模型试验结果的分析,找出流致振动相对薄弱的结构,在实堆上重点布点测量薄弱结构,其余位置在实堆上考虑少量测点迚行验证性测量;对于以上提到的薄弱位置以及考虑到实堆感应器测点失校的可能性,适当地考虑测点的冗余。通过与同类核电厂流致振动测量的比较,结果表明,华龙一号确定的测量结构、测点布置合理,幵且该测点布置斱案已在福清核电厂5号机组实施。     

秦山核电二期工程反应堆堆内构件设计

秦山核电二期工程反应堆堆内构件的设计是以大亚湾核电站为参考,经历了方案设计、初步设计、施工设计等阶段.在堆内构件设计过程中,进行了大量的设计验证工作.在国内自主设计的压水堆中,秦山核电二期工程反应堆堆内构件首次按照R.G.1.20对堆内构件的流致振动行为进行了综合评价.1#堆的成功运行证明秦山核电二期工程反应堆堆内构件的结构完整性和功能均满足设计要求,秦山核电二期工程反应堆堆内构件的设计是成功的.     

秦山核电二期工程反应堆堆内构件流致振动综合评价

为了保证秦山核电二期工程反应堆堆内构件的结构完整性,对其流致振动行为进行了综合评价.评价内容包括理论分析、比例模型试验研究、现场实测和热态功能试验前后的全面检查.评价结果表明,秦山核电二期工程堆内构件流致振动行为完全满足安全要求.