核电厂用LSJH-31-1碘吸附器排架抗震分析与评定

利用ANSYS程序,采用谱分析方法,对在地震、自重、内压等多种载荷组合作用下的LSJH-31-1碘吸附器排架进行了抗震性能计算分析,并根据EJ/T 1116-2000"核设施通风空调和气体处理系统机械设备设计规范"进行了应力评定.结果表明,排架的设计满足抗震要求,应力和形变均在允许限值内.     

巴基斯坦卡拉奇k2/k3核电厂取水隧洞抗震分析

我国《核电厂抗震设计规范》(GB 50267—1997)和美国《核电厂安全相关结构和部件的地震分析》(ASCE 4-98)中都有对核电厂取水隧洞抗震计算的相关规定。本文以上述中美核电规范为基础,比较中美两国核电厂抗震设计规范有关取水隧洞的轴向应力和弯曲应力,内力和变形的要求。为抗震分析中取水隧洞的设计、施工和截面配筋提供参考。本文采用时程分析法对巴基斯坦卡拉奇取水隧洞进行抗震分析,结合中美两国规范要求,对取水隧洞的轴向应力、弯曲应力和变形的差异性进行了比较研究。结果表明:不同地震作用控制工况下,数值分析计算结果均小于中美规范规定的上限值,两者抗震要求基本一致。取水隧洞通过增加施工支护承担了一部分围岩压力,衬砌内力有所减小。内力峰值出现在马蹄形截面正下方、边墙和左右拱脚,应加强抗震措施和增加局部配筋。美国规范还增加了曲率变形的验算提高了取水隧洞的稳定性。     

核电站用贮气罐抗震分析

采用有限元法,对台山核电站SBO柴油发电机组用贮气罐进行了结构抗震计算分析。介绍了贮气罐结构的力学建模、载荷条件和地震响应谱分析方法,计算得到了结构的固有频率、振型和地震载荷下的响应,并根据RCCM规范对结构在重力、内压、地震等多种载荷组合下的应力进行评定。结果表明,贮气罐的结构强度满足规范要求。计算结果为贮气罐的抗震设计提供了依据。     

中国实验快堆堆容器应力强度计算与评定

概述了中国实验快堆（CEFR）堆容器应力强度的计算与评定过程，重点介绍了在计算与评定中遇到的等效热民率、温度场热应力计算、热冲击计算、套管接管力旋加及复杂结构的粗细网格过渡等设计中需解决的问题。计算与评定结果表明：CEFR堆容器的应力强度满足《ASME规范》和《核电厂抗震设计规范》（GB50267－95）要求。     

高放废液玻璃固化设备抗震分析

介绍了中国和德国双方供货的高放射性废液玻璃固化工程典型设备抗震分析的计算输入、计算模型、计算程序、计算方法、载荷组合、应力评定准则、评定项目及评定规范,同时对双方的抗震分析的相同之处和差异性进行了分析。结果表明中德两国抗震分析虽采用不同的规范标准体系进行设计和抗震分析,计算程序也不相同,但两者在安全上均有一定裕度。     

基于参数化-超单元法的HFETR乏燃料贮存格架抗震分析

为解决HFETR乏燃料贮存格架结构抗震设计中存在的结构迭代设计速度较慢、抗震计算时间较长、多格架分析困难等问题,提出将参数化方法和超单元法组合应用于HFETR格架抗震分析。基于超单元法建立了格架有限元模型;利用APDL和VB对有限元模型的建立和计算进行了参数化处理;对HFETR乏燃料贮存格架进行了多格架抗震计算,并对格架在满载、半载、空载3种装载情况下的应力、滑移和倾倒进行了分析。结果表明：所设计的HFETR格架抗震性能满足要求;参数化-超单元法可用于乏燃料贮存格架的迭代设计和多格架抗震分析。     

10MW高温气冷堆蓄电池防震架的抗震计算

核级蓄电池需保证地震时能正常发挥作用。蓄电池的抗震性能通过实验来验证，防震架的抗震性能则主要通过计算来验证。由于蓄电池质量较大，与防震架没有固定连接，不易准确对防震架进行抗震计算。本文对10MW高温气冷堆蓄电池防震架进行的抗震计算中，在用有限元分析得到固有频率后，采用等效静力法进行应力计算，确保其抗震设计有足够的裕量。     

循环水浸泡影响下的新型地坑过滤器抗震分析

安全壳地坑过滤器是核电厂专用的重要安全设施,用于在失水事故（LOCA）下收集安全壳内的泄漏水和喷淋水,以便再循环使用,从而保证安注泵和喷淋系统不被杂质损坏。为了对新型地坑过滤器结构的抗震性能进行分析,以其中的典型模块为例,采用ANSYS软件进行数值建模,并针对其在不同工况下进行了应力分析;地坑过滤器结构的附加水质量通过经验公式和试验的方法得到,在抗震分析中考虑了地坑过滤器结构周围流体对结构抗震性能的影响;并依据RCC-M规范对过滤器的滤筒和汇流槽进行了应力强度评定。该模块的计算结果表明,在不同工况下该新型安全壳地坑过滤器具有良好的抗震性能,满足规范的对强度的要求。     

医院中子照射器的反应堆水净化系统抗震分析

医院中子照射器堆水净化系统实际设计等级为3级,有抗震要求,抗震设计标准为TECDOC-1347规范,可以使用等效静力法对堆水净化系统进行抗震计算.首先根据TECDOC-1347规范,说明如何取抗震计算参数.然后根据所取的参数,对整体结构进行了抗震计算.计算中直接考虑了螺栓联接,避免了手动计算螺栓强度.根据TECDOC-1347的要求,要对结构进行屈曲分析.在软件中建立的三维计算模型,忽略螺栓的影响,计算了整体结构的临界屈曲载荷.通过分析证明,结构能够满足抗震要求,在地震载荷和内压的作用下,结构不会发生屈曲.     

CNP1000安全壳抗震分析

安全壳是确保核电厂安全的关键设施。必须在设计中考虑到安全壳在可能引发重大核事故意外荷载作用下的工作性能。地震是核电厂使用过程中有可能出现的自然灾害之一,并可能引发重大事故,所以必须对安全壳结构进行严格的抗震性能分析,保证预应力混凝土安全壳能承受SSE地震作用而不被损坏。本文通过有限元模型的计算与分析,得到先进核电厂CNP1000安全壳结构在SSE作用下的应力、变形、位移等地震反应,由此进行安全壳结构构件抗震分析计算。计算结果表明,CNP1000安全壳结构在SSE作用下,结构安全可靠,其设计能满足我国核电厂安全导则对抗震I类结构的规定。     

核反应堆贮液容器的抗震分析

贮液容器的抗震计算一直是核设备抗震分析中的一个难点，这主要是由于容器内的液体在地震动的作用下会产生很大的动液压力，这种动液压力可能成为容器应力的主要来源。对于这类结构－液体耦合振动问题，以往人们是通过理论分析得到一些简化计算的结果，但不能满足设计上的需要；近年来发展成熟的有限元技术对于结构应力计算十分有效，但对于流固耦合问题，目前尚未成熟。本文介绍了一种针对结构－液体耦合振动问题的实用算法，它是将动液压力的理论分析与结构的有限元数值计算结合起来，为贮液容器的抗震计算提供了一条新的思路。     

先进核电厂半球顶安全壳抗震分析

安全壳是核电厂反应堆主厂房的围护结构,是防止设计事故发生时放射性物质扩散的最后一道屏障,是确保核电厂安全的关键设施.因此,必须在设计中考虑到安全壳在可能的、会引发重大核事故的意外荷载作用下的工作性能.地震是核电厂整个使用过程中有可能出现的自然灾害之一,并可能引发重大事故,所以,必须对安全壳结构进行严格的抗震性能分析,设计要保证预应力混凝土安全壳能够承受SSE作用而不被损坏.本文通过有限元模型的计算与分析,得到先进核电厂半球顶安全壳结构在SSE作用下的应力、变形、位移等地震反应,由此进行安全壳结构构件抗震分析计算.计算表明,半球顶安全壳结构在SSE作用下,安全壳结构安全可靠,结构的设计能够满足我国核电厂安全导则对抗震Ⅰ类结构的规定.     

1000 MW核电站SEC系统鼓型滤网抗震计算

采用反应谱抗震计算方法,用SRSS方法组合鼓型滤网结构的各阶固有模态,并将多种地震波放大系数组成的包络线作为输入地震载荷,对1000 MW核电站重要厂用水(SEC)系统鼓型滤网结构进行了多种地震波输入的抗震计算。计算得到鼓型滤网应力最大响应发生在主轴与A型主辐条连接处,为69.75 MPa;位移最大响应发生在主横梁端部,为12.50 mm。按第三强度理论校核,强度满足抗震要求,但侧密封设计间隙(12 mm)小于位移最大响应,不满足抗震要求,需加大侧密封间隙以提高鼓型滤网抗震水平。     

旋转机械小轴疲劳强度可靠度计算

通过对小轴疲劳试验、整机机电试验和整机抗震试验的试验数据进行总结,给出小轴弯曲应力和疲劳强度的分布曲线,经x2检验,二者均服从正态分布.针对疲劳交变应力产生的不同原因,综合考虑正常和事故状态两种情况,采用应力-疲劳强度干涉理论计算出小轴疲劳强度可靠度.计算结果表明,旋转机械小轴疲劳强度具有非常高的可靠度,满足设计要求.     

基于超单元技术的乏燃料贮存格架多自由度非线性抗震分析

基于有限元软件ANSYS超单元分析技术,建立乏燃料贮存格架整池超单元模型,对格架地震响应进行更精确的多自由度模拟。考虑了格架间流-固耦合影响,对整池格架进行非线性时程抗震分析,获得了格架的跳起位移、碰撞加速度、滑移位移等计算结果,并将超单元模型抗震分析结果扩展到格架详细模型,得到格架地震下的变形和应力。分析结果表明:基于超单元分析建模的技术方法显著提高了分析效率,格架响应计算也更为精确,可用于乏燃料贮存格架的抗震设计。      

核电站环形吊车抗震计算分析

应用有限元分析软件ANSYS建立了核电站环形吊车结构的三维计算模型,在模态分析的基础上,以环形吊车所在的安全壳标高40.0 m处的地震反应谱作为输入,对环形吊车结构进行了地震响应分析计算.计算结果表明,地震动作用下环形吊车的垂直位移和应力响应比较小,但水平位移和应力响应比较大,原因是环形吊车水平方向1阶弯曲振动固有频率位于水平地震反应谱最大值频率区间附近;环形吊车结构在地震动作用下能满足抗震设计强度要求,应力集中处的最大应力小于材料屈服极限.     

反应堆结构三维非线性抗震分析研究

对反应堆结构抗震分析软件进行研究,编制必要的接口程序和载荷组合及敏感性分析程序,将抗震分析中的商用软件、国外引进软件和编制的载荷组合及敏感性分析程序等组合成一个软件系统。对反应堆结构三维非线性抗震分析的建模技术和分析技术进行研究,对采用三维非线性时程法进行反应堆结构抗震分析的必要性和可行性进行研究。建立反应堆结构三维非线性模型,利用ANSYS软件采用时程法中的直接积分法完成了反应堆结构抗震分析计算,给出了应力分析评定所需的载荷和控制棒驱动机构抗震鉴定试验所需的加速度时程。     

西安脉冲堆抗震设计计算

简述了西安脉冲堆抗震设计遵守的核安全法规、安全导则和设计规范，核设施的分级，地震载荷的确定，计算内容，计算程序、计算方法，计算结果及其综合评定等方面的内容。根据核设施各抗震设计物项自身的结构特性的不同，分别选用较合适的计算方法计算地震响应结果，按相关的设计规范和设计要求对计算结果完成综合评定。评定结果表明：西安脉冲堆核设施抗震设计性能良好，在设计地震烈度水平下能够维持抗震设计物项本身的结构完整性和正常功能。     

中广核岭澳电厂二期LOT150B-2冷水机组抗震力学分析及应力评定

根据浙江国祥制冷工业股份有限公司的要求,对中广核岭澳核电厂二期LOT150B-2冷水机组进行了力学分析计算.分析中考虑的载荷为自重、压力、地震载荷和接管载荷内压、设计压力+自重+设计温度接管载荷和OBE、SSE地震接管载荷,分析后按照RCC-M规范进行了应力评定.分析结果表明,该冷水机组在所承受载荷作用下的应力计算结果满足规范的有关要求.     

堆芯燃料组件抗震分析简化模型研究

针对堆芯燃料组件在地震作用下可能发生的结构变形及破坏现象,采用简化方法对燃料组件进行时程分析,计算地震工况下格架所受的碰撞载荷以及应力情况,并将计算值与格架的压塌载荷以及导向管的应力限值进行了比较,从而对堆芯燃料组件的结构完整性进行了评估,为日后堆芯燃料组件结构的抗震性能分析计算提供参考。