基于中子噪声分析的某核电厂堆芯吊篮梁型振动特征研究

研究了基于堆外电离室中子噪声信号监测压水堆核电厂反应堆吊篮的方法,通过计算电离室中子噪声的互功率密度谱、相干和相位,分析得到了堆芯吊篮梁型振动的频率;利用该方法,计算获得了某正常运行状态下压水堆核电厂换料周期内堆芯吊篮梁型振动频率和中子噪声功率谱幅度的变化趋势,结果说明了在反应堆正常运行状态下,随着堆芯燃耗的增加,吊篮梁型振动频率发生了微小漂移,频率变小,该频率处中子噪声功率谱幅度变大。     

基于压力容器振动信号分析的堆芯吊篮壳型振动特性研究

核反应堆堆芯吊篮的振动状态直接关系到堆芯的安全运行,但堆芯吊篮处于高温和强辐照环境下,无法直接在吊篮上布置传感器测量其振动。本文利用安装在压力容器上的加速度计间接监测吊篮的振动,通过对多核电机组压力容器振动信号相干谱、自功率谱和互功率谱进行分析,获得吊篮壳型振动频率和振幅,并将分析结果与秦山核电厂二期1号机组试验实测值进行比较,分析结果与试验结果相近。研究表明通过对压力容器振动信号的监测与分析,能够有效识别堆芯吊篮壳型振动特性,为吊篮状态评价提供基础。      

中子噪声在核反应堆吊篮振动监测中的应用研究

通过对临界装置堆芯吊篮激励振动引发中子噪声实验得到的功率谱密度(PSD)进行分析,证实了从中子噪声PSD中获得吊篮振动特性(各阶特征频率)是可行的,并给出了中子噪声探测器PSD幅度与吊篮振动幅度之间的比例因子(刻度因子)的计算方法.针对临界装置测量获得的中子噪声PSD和吊篮振动PSD,实际计算了对应吊篮各阶振型的刻度因子.本文证实,可以通过中子噪声分析,给出吊篮结构的振动频率和振动位移,证实了中子噪声在堆内构件振动监测领域的有效性.     

运行核电厂堆芯吊篮壳型振动特性研究

反应堆堆芯吊篮的振动反映了吊篮及相关堆内构件的振动情况与设备稳定性，是评估反应堆安全运行的重要依据。本文采用中子噪声技术和信号时频域分析方法，重点研究了堆芯吊篮壳型振动特性，通过分析某核电厂特定机组近几年的监测数据，获得堆芯吊篮壳型振动模态参数的变化趋势。结果表明，在每个燃料周期内，吊篮壳型振动频率有逐渐变小趋势，每经历一次大修后，振动中心频率基本恢复至上一个燃料循环的初始振动频率处。研究结果有助于了解堆芯吊篮在多个燃料循环周期内壳型振动的特性和成因，为堆芯吊篮早期故障诊断奠定基础。      

压水堆吊篮、热屏结构模型在空气中的固有振动试验分析

在模拟压水堆吊篮、热屏结构支承与联接条件的1:10钢模型上,对无热屏的吊篮结构和以三种不同联接方式安装热屏的吊篮结构分别进行梁型振动和壳型振动试验,并测得多阶固有频率和对应的振型。在装有热屏的吊篮结构试验中发现两个现象:①吊篮与热屏之间的弹性联接引起耦合振动。②吊篮与热屏间的上下联接方式使某些固有频率的振型节线发生扭曲。     

反应堆吊篮在正常和劣化支撑条件下的振动模态特性

反应堆正常运行时,吊篮组件受到冷却剂的作用而诱发振动,往往会造成吊篮及其支撑结构发生疲劳破坏或松动脱落,危及反应堆的安全。通过长期对运行中的反应堆吊篮振动特性的监测发现:随着反应堆的运行,吊篮的固有频率,特别是梁式频率会发生较大的变化,而常规吊篮模态的计算方法是无法模拟和预测该梁式频率的变化规律。针对该问题提出了在劣化支撑条件下吊篮结构模态分析的计算方法和力学模型,该方法准确模拟了不同的劣化状态下吊篮的约束边界。以国内某堆型的吊篮结构为研究对象,分别计算了在空气和静水中支撑条件劣化5%、10%、15%、20%、25%、30%、35%、40%时的振动模态,并与国外学者相关研究的试验结果进行对比,结果表明:本文提出的反应堆吊篮在劣化支撑条件下的振动模态计算方法与相关研究的试验结果趋势一致,吻合较好。因此,该计算模型是合理、可行的,能够满足工程计算分析的需求。     

基于实验数据的吊篮表面脉动压力分析

基于堆内构件缩比模型流致振动实验实测得到的吊篮表面脉动压力数据,分析了吊篮表面不同位置脉动压力功率谱密度的分布特征,并对脉动压力功率谱密度的相关性进行分析得到相关长度的特性。结果表明,吊篮表面的脉动压力功率谱密度随频率的增大快速减小然后趋于平缓,是一种频率成份十分丰富的宽带衰减谱,在吊篮同一高度区域的脉动压力功率谱密度基本相同,不同高度区域的脉动压力功率谱密度的能量差别较大;脉动压力功率谱密度的相关长度随频率递增而急剧减小然后趋于常值;吊篮流致振动响应对脉动压力功率谱密度的影响较小,将吊篮流致振动简化为弱耦合问题是合理的。      

核反应堆吊篮振动引发中子噪声的实验研究

利用临界装置,开展了吊篮振动引发中子噪声实验研究.在反应堆稳定运行工况下,采取随机信号、窄带扫频和单频3种激励方式激励吊篮振动.在最大激励力下,吊篮最大振幅21μm,主要振幅在3～10μm.对中子噪声频谱分析显示,本底中子噪声信号频谱幅度随频率近似呈指数衰减.对临界装置的吊篮,振动引发的中子噪声频谱主要分布在数十Hz以上,容易分辨.研究中采用了高通数字滤波技术,改善了对特征频率的观察和识别.随机力激励吊篮,激发出了吊篮和围板的低、中频振动引发的中子噪声特征谱;窄带扫频激励吊篮,在20Hz～70Hz范围的扫频窄带内,中子噪声频谱主要出现70Hz以上的特征谱线,在70Hz～110Hz范围内,主要出现低于扫频窄带频率的特征谱线,在110～180Hz范围内,主要出现125Hz左右的特征谱线,从180～190Hz起的窄带扫频中,只能激励125Hz左右的特征谱线;30Hz～150Hz频率范围内单频激励吊篮,主要出现几个特征谱峰.由此鉴别出吊篮振动模态频率为76.2、125.0、181、215、239.7Hz.     

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。     

反应堆吊篮水流振动研究和分析

应用流-固耦合理论推导相似准则和模型设计。在反应堆1:10模型上进行了堆芯吊篮结构的空气和静水中模态分析试验,获得动态特性。在反应堆1:5水力回路上进行吊篮水力振动试 验,测得了流体对吊篮表面脉动压力、加速度、应变等信号与流量关系。经信号处理后获得了流体载荷谱及各种响应参数。在这两个试验基础上对流-固耦合与流致振动定量分析,导出吊篮水流振动理论计算方程。计算了秦山核电厂300MW的吊篮水流振动的响应,结果与试验相符合。试验分析结果表明吊篮水流振动在寿期内是安全的。     

Interpretation of Müller-Klemm's Semi-Empirical Formula by Mason-Monchick Approximation for Thermal Diffusion Factor of Hydrogen Isotope Molecules

Comprehensive analysis on core support barrel (CSB) movements in the ULJIN Nuclear Plant is performed through noise and structural analysis techniques. Noise signals are taken from the lower channel outputs of ex-core instrumentation system during the full power reactor operation period. Then they are converted into auto-power spectral densities (APSDs) and coherence functions in the frequency range of 0–50 Hz to obtain the vibratory information of CSB movements.

From APSDs, the three different vibration peaks of CSB are detected around the frequencies of 8, 15 and 20 Hz, distinctly. These results are also agreed well with those obtained from the structural analysis by ANSYS version 4.3 computer program, which is the finite element method (FEM). Three different vibration mechanisms of CSB at each resonant peaks are identified as two types of the beam mode vibrations (vig., pendulum motion and torsional motion) and the shell mode vibration, respectively.     

反应堆吊篮结构梁型振动频率的计算方法

提出了一种反应堆吊筛结构在水中作梁型振动的分析方法,介绍了计算模型,端部弹性支承刚度、等的确定,最后得到了振动频率的计算公式。     

格架松弛对燃料棒湍流激励及微振磨损的影响研究

假设所有支承有效，基于燃料棒模态分析的结果，根据压水堆燃料棒的流场分布特征，采用功率谱密度表征湍流激励，结合相关功率谱密度试验参数，求解了各阶模态的振动位移均方值，基于ARCHARD磨损公式计算了燃料棒刚凸位置的磨损深度。由于制造工艺、运输、辐照的影响，格架对燃料棒的夹持作用可能松弛。依次假设格架单个刚凸及弹簧松弛，研究了松弛对燃料棒模态、流致振动以及磨损的影响。结果表明：格架弹簧的松弛对固有频率的影响可忽略；原振幅较大的位置附近刚凸松弛对固有频率影响明显；堆芯入口及出口的横向流速较大，燃料棒底部和顶部的湍流激励振幅较大，这些位置的刚凸支承松弛使湍流激励振幅明显增大，中间位置的刚凸支承松弛对振幅影响较小；刚凸支承松弛对磨损深度的影响与对湍流激励最大振幅的影响趋势基本一致。磨损除了与湍流激励振幅相关，还与固有频率相关，顶部振型和频率乘积的影响大于底部格架位置，顶部格架刚凸松弛对磨损影响最大。     

核电厂主蒸汽管道阻尼减振与抗震分析

增设阻尼器是处理核电厂主蒸汽管道振动与地震冲击问题的主要方法。本文利用Sap2000软件建立核电厂主蒸汽管道的有限元模型,分析出了管道的固有频率、振型等动态特性。分析结果表明,平动是主要的影响振型。本文应用非线性动力时程分析计算蒸汽管道在33 Hz频率下的振动及地震响应,得到了管道加设阻尼器前后的振动位移和振动速度数据,并进行了比较,探讨了阻尼器在管道减振与抗震中的应用效果。结果表明,在不改变管道原有结构、不影响管道正常工作的前提下,安装液体黏滞阻尼器可以对主蒸汽管道产生减振与抗震的效果。     

主回路滞流分支管振动超标的原因分析与设计优化

在某核电厂热态功能试验中，巡视发现主回路的某滞流分支管振动超标。根据实测振动随温度变化的趋势、管道固有声模态分析和模态分析等，推测管道内流体的声振动激励引发管道共振。根据滞流管三通处流体的漩涡脱落频率计算和声振动频率计算，推测漩涡脱落与滞流管内流体的固有声振动频率锁定，引发声振动激励放大。综合分析计算和实测结果，确定滞流管振动超标的原因为流声固耦合振动。对管道支架进行了优化，以错开声固耦合共振频率，在三通处倒圆角削弱漩涡脱落，以降低流声耦合的声振动幅值。优化后的分支管振动会明显降低，以保证承压边界的安全。     

Root Cause Analysis of Vibration Exceeding and Design Optimization of Stagnant Branch of Reactor Coolant Loop

During the hot function test of nuclear power plant, it was found that the vibration of a stagnant branch of reactor coolant loop (RCL) exceeded the limit. According to the natural modal analysis, acoustic modal analysis and the variation trend of measured vibration with temperature, it is inferred that the acoustic vibration of the fluid in the pipeline causes the resonance of the pipeline. According to the calculation of vortex shedding frequency and acoustic vibration frequency, it is inferred that the acoustic vibration and the vortex shedding frequency of fluid at the tee are locked, which leads to the amplification of acoustic vibration excitation. Based on the analysis result and measured data above, it is determined that the cause of the vibration exceeding is the fluid-acoustic-structure coupling vibration. The pipe supports were optimized to avoid resonance frequency of acoustic structure coupling. The fillet at the tee was used to weaken the vortex shedding, so as to reduce the amplitude of flow-excited acoustic resonance. The vibration of the optimized branch will be significantly reduced to ensure the safety of the pressure boundary.