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。     

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。     

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。     

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。     

反应堆吊篮在泵致脉动压力载荷下的响应研究

反应堆结构的流致振动问题一直受到核工程界的广泛关注。主泵的泵致脉动压力是一个重要激励源,其将导致反应堆吊篮等部件周期性振动,长期运行会导致结构的疲劳损坏。为研究新设计的“华龙一号”反应堆吊篮在泵致脉动压力作用下的振动响应,本文首先分析反应堆吊篮所受的泵致脉动压力,而后建立吊篮有限元模型,对其在泵致脉动压力载荷下的动力学响应进行研究,并综合考虑湍流激励,评价吊篮在堆内构件流体作用下的整体影响。应力分析表明,吊篮各位置流致振动的最大应力强度小于疲劳应力限值,结构是安全的。但对于新设计的反应堆,或反应堆冷却剂系统更换新的主泵,则反应堆吊篮及堆内构件的泵致振动需受到重视。     

华龙一号吊篮1∶5模型试验流致振动响应计算分析

秦山核电厂二期堆内构件1:5模型试验的流致振动分析是利用试验数据外推得到的,目的是获得响应最大值。华龙一号(HPR1000)堆内构件1:5模型试验吊篮的流致振动响应分析采用了相类似的分析方法,最终获得了吊篮的位移和应变响应值。该方法首先进行HPR1000吊篮有限元模型建模,幵通过模态分析获得了各阶模态的响应最大点的值与测量点的模态频率下响应值的比例关系,用该比例关系获得了吊篮的最大响应值。     

华龙一号调试首堆试验研究与设计

介绍了国家核安全局（NNSA）、国际原子能机构（IAEA）和美国核管会（NRC）对核电厂调试首堆试验的相关要求，结合核电厂运行经验反馈和同类型核电机组工程实践确定了华龙一号调试首堆试验的设计原则。同时，通过分析华龙一号核电机组采用的新设计理念和新设计特点，研究并确定了华龙一号调试首堆试验的项目。分析了各首堆试验项目的试验条件、试验内容和验收准则，以便于华龙一号调试首堆试验的开展。      

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。     

CARR全堆芯流致振动模型设计概况

CARR全堆芯流致振动试验是在CARR堆1:1试验模型上,进行堆内构件流致振动试验,属于工程验证试验。CARR堆与压水堆结构不同,堆芯结构较小,柔性件更多,流场复杂,堆芯流速高,流致振动问题较为突出,因此,通过流致振动试验确定堆内各重要构件的振动特性和在各种运行工况下的流致振动响应(频率、应变、振幅),找出本体结构设计的薄弱环节,以便为可能的设计修改提供参考依据,按照有关规范评定各部件在设计寿期内因流致振动而产生的疲劳特性以及为安全评审提供重要依据。     

海外“华龙一号”核岛环吊整体吊装工艺

环吊安装处于核岛安装工程的关键路径上,主要服务于核岛主设备的吊装。以往国内核电站建设环吊吊装均采用分段吊装工艺,巴基斯坦卡拉奇"华龙一号"核电站环吊采用整体吊装工艺。本文通过对海外"华龙一号"堆型环吊整体吊装和以往国内核电站环吊分段吊装在施工工艺、工期优化等方面的比较,得出整体吊装工艺能显著提高环吊吊装的安全性,有效缩短施工工期,体现海外"华龙一号"堆型核电站环吊吊装工艺的先进性。     

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.     

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。     

“华龙一号”反应堆及一回路系统设计优化改进

本文对福建漳州核电厂1号、2号机组"华龙一号"反应堆及一回路系统与相关系统设计方案相对于"华龙一号"首堆示范工程实施的优化改进及论证分析进行了说明,其主要内容包括:反应堆堆芯设计优化改进、反应堆结构设计优化改进、一回路系统及其设备优化改进、相关仪控系统优化改进、相关安全系统优化改进等。通过以上优化改进措施,在确保安全性的前提下,使得福建漳州核电厂1号、2号机组反应堆热功率从"华龙一号"首堆示范工程的3050MW提升到3180 MW,机组额定电功率从1161 MW提升至1212 MW。结合本工程其他它设计改进,使得"华龙一号"漳州项目建造比投资降低约3%,进一步提升了"华龙一号""的经济性和竞争力。最后,本文提出后续优化的方向和技术路线,为"华龙一号"持续优化提供参考建议。     

“华龙一号”示范工程标准化设备采购管理创新

"华龙一号"首堆示范工程管理标准化过程中,福建福清核电有限公司(福清核电)以关键主设备和"三新设备"为管理重心,形成以"主设备关键路径管理""三新设备沙盘推演管理""样机鉴定管理"为代表的创新管理方法。     

国内特别报道

正"华龙一号"首堆示范工程堆芯测量系统开工制造"华龙一号"首堆示范工程——福清核电站5号机组堆芯测量系统(RII)制造工作正式启动。该设备是我国首个具有完整自主知识产权的三代核电站堆芯测量系统,是"华龙一号"的又一个IE级关键设备。(摘编自中核集团网2016年1月5日报道)首台高温气冷堆核电站全范围模拟机投入使用2015年12月24日,山东石岛湾高温气冷堆示范电站全范围模拟机正式投入使用,为操纵员培训和取照考试按预定计划实施铺平了道路。(摘编自中国广核网2016年1月8日报道)     

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.     

“华龙一号”核电机组穹顶吊装成功

正5月25日下午5时58分,我国自主三代核电"华龙一号"全球首堆示范工程——中核集团福清核电站5号机组穹顶吊装成功,这标志着5号机组已全面进入设备安装阶段。作为"华龙一号"全球首堆示范工程,福清5号机组是全球唯一按照计划进度建设的三代压水堆核电工程。     

EPC模式下方家山核岛土建关键路径工期优化分析

依据方家山核电工程核岛土建施工实际情况,结合计划编制及工序安排,对方家山核电工程核岛土建施工关键路径工期进行分析研究,并进一步优化。结果表明,在不影响工程合同价款、不增加工程总造价的前提下,通过加大土建工程关键路径的进度控制,合理压缩关键工作的持续时间,适当调整工序之间的搭接,完全可以减少土建总工期,实现土建在21个月的工期目标。从经济性角度分析,如果增加劳动机械投入、采取特别措施,在21个月的工期基础上仍可赶工压缩1个月的土建工期,实现20个月的工期目标。     

燃料转运通道安装推迟对“华龙一号”首堆示范工程工期影响分析及计划优化

"华龙一号"反应堆厂房预应力系统张拉工作意外地成为燃料转运通道安装的前置条件,经设计反复计算和论证,仍无法放松该约束条件,并对项目总工期造成4个月以上的影响。本文通过对计划的逻辑调整与压缩等各种可行性分析,研究并寻求一个较为科学合理的计划优化方案,以最小的风险尽可能地消除这种影响。