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。     

不同主泵结构对主系统抗震设计的影响分析

以主系统非线性有限元模型为研究对象,采用ANSYS软件分析不同主泵结构对主系统地震载荷的影响。结果表明,2种主泵模型下主系统地震载荷应力评定均满足规范要求,主泵阻尼器位置要求提高土建抗震设计等级;采用使系统整体频率远离响应谱峰值区的主泵模型计算得到的主系统地震载荷较小。     

反应堆系统冷却剂泵流量特性计算模型

反应堆的发热是靠反应堆系统一回路冷却剂循环带出堆芯之外的。一般情况下，冷却剂的流动是靠冷却剂主循环泵（主泵）来唧送的，特殊情况下，也需要靠回路中冷却剂的自然循环流动来完成。不论是哪种情况，主泵的流量特性直接影响着反应堆的安全。本文根据主泵的四象限特性图提出了一种用于计算反应堆系统稳态和瞬态工况下主泵流量特性的计算方法。该方法便于使用，其计算结果与Ｒｅｌａｐ５／ＭＯＤ２的计算结果进行了比较，二者符合很好，证明本文的模型完全可用于反应堆系统的稳态设计和瞬态事故分析。     

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。     

反应堆主冷却剂系统实时仿真计算

对反应堆主冷却剂系统实时仿真进行了研究：在实时仿真支撑平台ASCA下对反应堆主冷却剂系统进行了建模、编程和计算．程序采用了漂移流模型,仿真计算气液混合物内相间非均匀流动的影响,用完整的四象限相似曲线来对主泵进行仿真计算．利用仿真程序对主冷却剂系统进行了降负荷计算,得到了系统压力以及蒸汽发生器压力、水位等参数的变化趋势,与RETRAN02的计算结果进行了比较。结果表明,本仿真程序可以应用于培训模拟器以及反应堆主冷却剂系统安全分析。     

秦山核电二期工程主泵瞬态计算

采用国际惯用的主泵瞬态计算方法,对秦山核电二期工程主泵可能出现的3种瞬态进行了计算,计算结果表明;两台主泵同时丧失交流电源时,主泵惰转的半流量时间大于10s,单泵惰转时,未受影响环路反应堆冷却剂流量增大,主泵卡转子时,反应堆冷却剂流量急剧减小。     

HTR-PM热气导管结构强度的分析与计算

500 MW高温气冷堆示范电站(HTR-PM)的反应堆压力容器与蒸汽发生器通过热气导管连接,热气导管是反应堆堆芯出口氦气导入蒸汽发生器的主要通道.热气导管是安全三级、抗震Ⅰ类部件,根据ASME规范,要求热气导管能在地震条件下保持结构的完整性.为验证热气导管在反应堆寿期内的安全可靠性,本文建立了热气导管有限元计算模型,计算了热气导管在绝热纤维压力、压力边界失压的压差、自重以及地震载荷等多种载荷作用下,内衬管、锥管与外管的应力分布状况.计算结果表明,热气导管各部分强度有较大裕度,可承受运行载荷、失压载荷以及地震载荷.     

并联立式屏蔽电机主泵流动特性数值研究

以缩比系数为1∶4的立式屏蔽电机反应堆主冷却剂循环泵（简称主泵）为研究对象，建立2台并联主泵反向旋转（模型1）和同向旋转（模型2）2种几何模型；运用计算流体力学（CFD）方法对2种模型的并联主泵内部流场进行稳态运行计算，从主泵的外特性、进口流动特性、入流品质、管内压力分布方面对模型1和模型2进行对比分析。结果表明，模型1中A、B主泵性能基本一致；模型2中A、B主泵的流量相对偏差基本在0.8%以内，最大值达到1.69%，扬程相对偏差稳定在1%以内，效率和轴功率相对偏差最大值分别达到6%和8%；模型2相对模型1流动稳定性更好、入流品质更高、管内压力分布较低，有利于设备的长期运行。      

AP1000核岛主泵流场数值模拟

AP1000反应堆冷却剂系统的设计中,反应堆冷却剂泵(RCP)直接焊接在蒸汽发生器(SG)腔室封头上。这样的设计使得蒸汽发生器下腔室和主泵入口段的流场复杂化,有可能在蒸汽发生器下腔室出口或主泵入口产生漩涡,从而使得SG出口阻力增大,并影响主泵的长期稳定运行,降低主泵的水力效率。对于该问题,AP600设计过程中做过相关的试验,但试验费用很高,且试验结果的普适性不高,参数和设备尺寸稍有修改则试验结果将不再适用。为了解决这个问题,本文考虑采用新一代的CFD数值模拟工具PumpLinx进行研究,分析蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵流畅的耦合情况。考虑到建立主泵三维模型的难度,本文的思路是首先采用Pro/ENGINEER专业造型软件建立蒸汽发生器腔室封头和两台主泵泵壳的三维模型,再采用CFX建立主泵叶轮和导叶的模型,然后采用PumpLinx对模型进行整合并划分网格并进行分析,得出主泵和蒸汽发生器耦合部分的流场情况,从而为AP1000设计提供支持。     

反应堆结构的三维非线性地震分析

建立反应堆结构三维非线性有限元模型,采用总体瑞利阻尼、局部材料阻尼和弹簧单元阻尼相结合的方法解决部件间的阻尼差异问题,导出燃料组件的等效间隙与等效刚度计算公式并真实地模拟了带间隙的同心圆部件间的接触、动态变化的预紧力和摩擦效应。随后,以同时满足响应谱和功率谱包络性要求的非平稳地震位移时程作输入,开展反应堆结构的非线性地震分析,得到结构在安全停堆地震(SSE)下的地震响应,为反应堆结构的三维非线性抗震研究提供借鉴。     

AP1000核电站海水循环泵可运行性分析

建立了AP1000立式循环泵机组的整机有限元模型，采用响应谱法针对循环泵在设计地震载荷工况下的强度及其动、静部件的变形位移进行了分析，并对该泵在设计地震载荷工况下的结构完整性和可运行性进行了评估。分析结果显示，该泵的1阶横向弯曲振动频率为14.4 Hz，在单位水平激励载荷下，其前4阶振型在模型中的有效质量分数达0.94。在设计地震载荷工况下，作为主承压部件的泵体最大组合应力为203 MPa，叶轮室段壳体最大变形位移不超过1.5 mm，转子部件最大组合应力为 1.7 MPa，最大变形位移为0.8 mm，该系列响应值均在循环泵设计允许范围内，分析结果显示该泵能满足结构完整性和可运行性的要求。     

The evaluation on the effect of shell thickness reduction for ITER vacuum vessel sector 1 and 6

The structural analyses of vacuum vessel have been performed to investigate the effect of shell thickness reduction on structural integrity. The finite element models of vacuum vessel considering original design and thickness reduction have been developed. The expected maximum thickness reduction possibly caused by forming and bending processes during fabrication was applied to the curved region of the analysis models. The linear elastic and nonlinear limit analyses have been performed. The structural integrity of main vessel including lower port stub extension has been verified in accordance with the requirements of RCC-MR. It is concluded that the inner and outer shells of main vessel still have enough strength margins under pressure and VDE (Vertical Displacement Event) load conditions in spite of thickness reduction. These results have been reviewed and approved by ITER Organization and ANB (Agreed Notified Body).     

Finite element elastic-plastic analysis of LMFBR components

The present effort involves the development of computationally efficient finite element methods for accurately predicting the isothermal elastic-plastic three-dimensional responses of thick and thin shell structures subjected to mechanical and thermal loads. This work will be used as the basis for further development of analytical tools to be used to verify the structural integrity of liquid metal fast breeder reactor (LMFBR) components. The methods presented here have been implemented into the three-dimensional solid element module (HEX) of the Grumman PLANS finite element program. These methods include the use of optimal stress points as well as a variable number of stress points within an element. This allows monitoring the stress history at many points within an element and hence provides an accurate representation of the elastic-plastic boundary using a minimum number of degree of freedom. Also included is an improved thermal stress analysis capability in which the temperature variation and corresponding thermal strain variation are represented by the same functional form as the displacement variation. Various problems are used to demonstrate these improved capabilities.     

中子吸收涂层/斩盘界面应力的有限元分析

中子吸收涂层/斩盘界面的结合强度直接影响转盘式中子斩波器的性能。本文基于有限元计算软件ANSYS,对高速离心载荷下中子吸收涂层/斩盘界面的应力分布进行计算分析,考察涂层的弹性模量、泊松比、涂层厚度等参数对界面应力分布的影响。结果表明,采用软而韧的涂层可有效降低涂层/斩盘界面的应力峰值;减小涂层厚度有助于避免高速离心载荷下斩盘开口处的塑性破坏。     

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。     

A Lower Rigid Support Structure for the HT—7U Vacuum Vessel

Vacuum vessel of the HT-7U is a fully welded toroidal structure with a noncircularcross-section nested in the bore of the TF coils. According to the requirement of the physicsdesign, sixteen horizontal ports on outboard mid-plane and thirty-two vertical ports on the topand bottom are designed for diagnostics, plasma heating, current driving, vacuum pumping andgas puffing. Bellows on these port necks are used for flexible components to absorb the relativedisplacement in radial and vertical directions due to external load, thermal expansion or contrac-tion and assembly tolerance, and also used for isolation of mechanical vibration. For the supportsystem of vacuum vessel it should be not only strong enough to withstand forces acting on thevessel interior components and the vessel itself due to the dead weight and electromagnetic inter-actions during plasma disruption, but also sufficiently flexible to be suited to thermal expansionduring baking. In order to solve this contradiction a new kind of low rigid s     

SiC复合包壳热冲击行为分析

为了解决SiC复合包壳热冲击行为模拟存在收敛性差、热冲击性能研究不足的问题，通过模拟冷却剂丧失事故（LOCA）下双层SiC复合包壳内应力状态，采用多物理场耦合的COMSOL软件对SiC复合包壳热冲击行为进行数值模拟，分析了厚度比例、热冲击温度以及端塞对SiC复合包壳的抗热冲击性能的影响。结果表明，热冲击产生的环向应力随化学气相渗透层（CVI层）与 化学气相沉积层（CVD层）厚度比例增大而增大，当CVI层与CVD层厚度比为9: 1时，SiC 复合包壳在热冲击过程中产生的环向拉应力可达113 MPa；热冲击产生的环向应力随热冲击温度差增大而增大，当热冲击温度为1200 K时，产生的环向应力达112.7 MPa；热冲击过程中端塞处有明显应力集中，其径向应力达22.3 MPa，高于文献报道的结合强度（20~25 MPa），是导致端塞连接处失效的主要原因。      

主循环泵惯性飞轮完整性分析

核反应堆主循环泵上安装储能飞轮，能够为反应堆在断电事故下提供冷却剂，避免堆芯损坏。储能系统的结构完整性直接关系到反应堆的安全。本文采用非线性接触算法，利用有限元软件对主循环泵飞轮进行完整性分析。考虑过盈、额定转速和超速等载荷工况，从结构强度和断裂力学两方面进行了分析。计算结果表明，飞轮的结构强度及假想缺陷处应力强度因子均满足标准要求，在规定工况下能够保证其结构完整性。     

Dynamic characteristics of a perforated cylindrical shell for flow distribution in SMART

The System-integrated Modular Advanced ReacTor (SMART) is a small nuclear reactor under development in Korea. It is equipped with a perforated cylindrical shell, which is called a flow skirt, in the lower plenum of the reactor for uniform flow distribution and to prevent inflow of debris into the core. This perforated cylindrical shell can be excited by external forces such as seismic or pump pulsation loads. The dynamic characteristics of the perforated cylindrical shell must be identified for further dynamic analysis. This research explores the modal analysis of the scaled-down flow skirt model submerged in coolant water. For the numerical simulation, finite element analysis is carried out to extract modal characteristics of the structure considering the fluid–structure interaction and we introduce the NAVMI factor for similarity analysis. In the finite element model, the whole shape of the perforated cylindrical shell is simulated instead of using the effective material properties. In addition, a 1/12 scaled-down flow skirt is manufactured, and an experiment is designed using an exciter and waterproof accelerometers for the modal test. Due to excellent agreement between the modal test results and the finite element analysis results such as natural frequencies and mode shapes, the finite element model is validated and can be used to predict the dynamic characteristics of the real flow skirt. Moreover, the natural frequency of the real flow skirt can be calculated from the NAVMI factor and is in good agreement with the FEM result.     

某核电厂主蒸汽管道振动原因分析及解决方案探讨

某核电厂在升功率试验及满功率运行时,发现主控室的噪声超过了设计目标值。经过测量,认为主蒸汽管道振动并通过支撑和贯穿件传播到主控室是造成主控室噪声超标的主要原因之一。本文应用流体力学软件和声学分析软件,采用流声耦合分析的方法,对主蒸汽管道的流场和声场进行了分析。在主蒸汽安全阀支管处和主蒸汽隔离阀空腔中存在着声共振现象,是导致主蒸汽管道振动的主要原因。根据主蒸汽管道振动的原因,可以通过振动源头治理、传播路径治理等方法降低主控室噪声。