高温气冷堆石墨堆芯结构双层模型抗震研究

石墨堆芯结构包围球床堆芯,是高温气冷堆的重要组成部分。为满足其长期安全可靠运行的要求,使其设计合理、完整性得到保证,对石墨堆芯结构的动力学响应和结构完整性进行了研究,揭示其在运行中承受各种载荷条件(特别是地震)下的动态响应。完成的石墨堆芯结构双层模型抗震台试验中,测量模型在各种地震作用下的动力特性变化;考核石墨结构的刚度(变形)、强度和位移;分析榫、键等石墨构件的受力变形状况,整体结构的扭转。统计石墨构件经抗震试验后的破损数量,并分析了其破坏原因;通过初步的试验和模拟对比分析,探讨了石墨结构动力学响应的主要影响因素。为今后完成更大比例更复杂石墨堆芯结构模型抗震研究奠定了基础。     

石墨堆芯结构抗震研究

具有石墨堆芯结构的反应堆类型包括生产堆、石墨水冷反应堆、气冷堆、高温气冷堆等。具有多体结构的石墨堆芯结构在地震激励下表现出与一般土木结构、金属焊接结构或螺栓连接结构所不同的特性。本文综述了在反应堆发展的四个阶段中,不同时期不同国家对石墨堆芯结构抗震的研究方法及成果。气冷堆发展的初期,石墨结构的整体特性研究很少,尚不能满足我们国家建造示范电站的需要。本文阐述了我国在设计、建造和运行HTR-10过程中关于石墨结构抗震的研究思路,并且介绍了HTR-PM项目研究进展以及今后将开展的侧反射层相似理论模拟研究。     

高温堆堆芯支承结构比例模型抗震试验研究

高温气冷堆是国际核能届公认的第4代反应堆6种堆型之一,也是我国科技重大专项支持研发的新堆型,其石墨堆芯支承结构是散体结构,在地震载荷作用下的结构动力学响应和连续体结构有较大不同,表现出强烈的非线性和离散性。在已经开展的抗震研究基础上,设计并开展了HTR-PM石墨堆芯支承结构1∶4整体模型抗震试验研究,分析了抗震试验过程中测得的动态特性数据,与模型试验结果进行了对比,得到了模型的加速度和位移变化规律：模型的加速度随着模型高度增加而增大;石墨砖的位置越高,其响应振幅越大。由结构的各种动态响应特性及其分布规律可得,高温气冷堆堆芯支承结构设计能够满足抗震设计要求。     

反应堆用石墨材料的氧化

在反应堆运行过程中，冷却剂中含有的氧化性气体杂质以及可能发生的进水事故和进气事故将导致石墨氧化，进而影响反应堆的正常运行和安全。文章主要对近期有关反应堆用石墨的氧化机理、氧化对石墨性能的影响、事故工况下的安全评估以及预防石墨氧化的措施等进行综述，并在此基础上指出，在辐照和氧化共同作用下的石墨材料性能变化是今后有关反应堆石墨研究的一个主要方面。     

HTR—10石墨球与燃料球均匀混合装料初装堆方案研究

分析了球床式高温气冷堆几种可能的初装堆方案的特点，选取石墨球与燃料球均匀混合作为１０ＭＷ高温气冷实验堆的初装堆方案。利用高温气冷堆物理设计程序ＶＳＯＰ进行计算，分析屯ＨＴＲ－１０从初始装料向平衡态过渡过程中的倒换料方式，最大单球功率及最大燃耗变化情况。     

高温气冷堆用石墨材料的氧化性能研究

高温气冷堆均选用石墨材料作为结构材料和慢化剂.在反应堆的运行过程中,由于冷却剂中含有的氧化性气体杂质以及可能发生的进水事故和进气事故,会发生石墨材料的氧化,进而影响反应堆的正常运行和安全.本文主要对近期反应堆用石墨材料的氧化研究进行综合评述,并在此基础上,指出今后需要进一步研究的内容.     

10MW高温气冷实验堆反射层石墨毒物对平衡态堆芯特性影响分析

对１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）反射层石墨毒物对平衡态堆芯特性的影响进行了敏感性分析计算，并且研究了反射层毒物浓度为５．２ｍｇ／Ｌ硼当量的情况下反应性的补偿手段。结果表明：毒物的存在，致使反应性下降，为了补偿这种效应，需要增大燃料中＾２３５Ｕ的富集度或者增大堆芯装料体积。本文工作可为ＨＴＲ－１０燃料中＾２３５Ｕ的富集度以及其它参数的选取提供参考依据。     

高温气冷堆用石墨材料氧化行为研究进展

核级石墨是高温气冷堆重要的慢化剂、反射层和结构材料,其氧化腐蚀性能对反应堆安全运行至关重要,因此已成为核材料学科的研究热点之一。本文综述了国内外在核级石墨氧化腐蚀领域的研究现状,总结了核石墨氧化的化学动力学模型、失重率影响因子模型以及模拟计算模型,提出了高温气冷堆用石墨材料氧化腐蚀的研究方向。     

高温气冷堆核级石墨相关问题研究

本文通过对石墨在高温气冷堆中的运行环境进行了分析,研究了在石墨堆内构件设计中的关键问题和在高温气冷堆单个模块及其未来发展中核级石墨的需求。从原料、成型及中子辐照等角度分析了核级石墨国产化研究方向。根据核级石墨目前的研发形势,进行了风险问题分析。     

高温气冷堆吸收球压碎力模型的计算与研究

吸收球停堆系统是10 MW高温气冷堆的第二停堆系统。吸收球为含25%B₄C的石墨小球,B₄C弥散分布在石墨基体上。压碎力是吸收球的一重要性能指标,与球直径密切相关。采用石墨球模拟高温气冷堆吸收球,研究了石墨球直径和密度对压碎力的影响规律。选用3种不同密度的石墨,加工成5种不同直径的小球,进行压碎实验。研究结果表明：球的压碎力与直径的平方成正比;直径一定时,石墨球的密度越大,压碎力越大。提高石墨球的密度是提高压碎力的有效途径。     

高温气冷堆进气事故中自然循环建立时间及影响因素分析

进气事故是高温气冷堆所关注的一类超设计基准事故,其中堆芯内外建立稳定自然循环的时间是该事故所重点关注的一个问题。日本山梨大学Tesuaki Takeda教授提出了局部自然对流会对此过程造成影响,并进行了相关实验。本文通过FLUENT程序对该实验进行了模拟计算,计算结果与实验结果相吻合,验证了FLUENT程序在处理此类问题的能力。另外,通过CFD程序可更方便地对自然循环建立过程的敏感因素(如温度、几何结构、阻力系数等)进行分析,所得结果为模块式高温气冷堆进气事故分析提供了依据。     

乏燃料组件抓具混合双摆模型及地震响应分析

核动力厂对乏燃料组件抓具提出了抗安全停堆地震(SSE)的要求,而抓取过程的地震响应是评价其安全性的重要依据。为精确分析抓取过程的地震响应,根据乏燃料组件抓具的结构和工作方式,建立乏燃料组件抓具工作状态的混合双摆模型,推导其运动微分方程,采用Runge-Kutta法求解其在地震载荷作用下的响应,根据动力学理论进一步求得钢丝绳和抓具上的动态载荷,并对结果进行分析。此方法为类似结构的精确抗震设计、综合评定提供参考。     

HTR-PM侧反射层结构相似模型抗震试验与分析

采用石墨键榫系统连接固定的HTR-PM堆芯在地震下表现出非线性特征。为研究HTR-PM堆芯的非线性响应,清华大学核能与新能源技术研究院开展了堆芯侧反射层结构的1∶3相似模型抗震试验。试验模型由石墨砖、碳砖、石墨圆榫、方键和燕尾键组成。试验分下筒无球、下筒有球和全模型有球3种工况。每种工况分别施加白噪声、OBE、SSE等多种载荷。通过试验获得了侧反射层模型的模态、加速度动态响应、位移动态响应等结果。试验加载符合安全标准,堆内构件在地震载荷下的完整性得到验证。     

质量-弹簧模型在储液容器抗震分析中的应用

核电厂有很多储液容器,对这些储液容器进行抗震分析时,液体的晃动可明显改变容器的质心和转动惯量等一些力学参数,因此,液体晃动对设备造成的载荷是不可忽略的。质量-弹簧模型是Housner理论和ASCE-4-98规范中对储液容器在地震作用下承受的液动压力给出的简化计算模型。本工作依据Housner理论和ASCE-4-98规范,对储液容器和容器内液体建立了三维质量 弹簧有限元模型,并据此计算了核电厂的储液容器在承受水平地震载荷时液体的作用力。将计算得到的液体频率结果及对流液体对容器的作用结果与应用公式计算的结果进行比较表明,三维有限元模型的计算结果是合理、可靠的。与ASCE-4-98规范相比,将质量 弹簧模型应用到三维有限元模型中,可直接从地震输入的模型中得到板壳元或三维实体有限元上位移和应力分布结果,这样更为直观方便。     

电还原脉冲柱分离铀钚的计算机模拟

建立了电还原脉冲柱分离铀钚的模拟计算模型 ,提出了该模型的数值计算算法。应用该模型对硝酸铀酰在电还原脉冲柱中的电解还原实验进行了模拟计算 ,计算结果和实验结果符合较好     

铀矿石酸化-细菌柱浸的动力学分析

研究了沥青铀矿石酸化阶段和细菌浸出阶段体系中pH值、Eh值和浸出率随时间的变化规律,采用JMA动力学模型分析了酸化过程和细菌浸出过程的动力学行为特征。结果表明：在酸化阶段,同一级数中各酸化体系的pH值和浸出率随酸化时间的增加而升高,Eh值随酸化时间的增加而降低;在细菌浸出阶段,同一级数中各浸出体系的pH值、Eh值和浸出率随浸出时间的增加而升高;随着酸化级数和细菌浸出级数的增加,各酸化体系和浸出体系的pH值、Eh值和浸出率随时间的变化量减小。动力学分析结果表明：酸化阶段的动力学方程为-ln(1-α)=(0.534 9～0.310 3) t^{0.175 7～0.701 6},初、中期反应过程属于扩散控制,后期反应过程属于混合控制;细菌浸出阶段的动力学方程为-ln(1-α)=(0.132 5～0.002 3)•t^{0.212 7～2.033 0},初期反应过程属于扩散控制,中期反应过程属于混合控制,后期反应速率接近于零。     

喷水减温器动态仿真模型的建立及其解法

根据质量守恒定律和能量守恒定律．经过合理的热动力学假设，采用集总参数的方法建立了喷水减温器的动态仿真模型。利用MATLAB软件中的Simulink工具箱，对仿真模型的微分方程进行直接求解，得到了准确结果，大大简化了方程求解过程。     

A Solution of a Material Balance Equation of Channeling Stage Model for a Simple Case of a Water Distillation Column

Xenon oscillations in large PWRs are well understood and there have been no operational problems remained. However, in order to suppress the oscillations effectively, optimal control strategy is preferable. Generally speaking in such optimality search based on the modern control theory, a large volume of transient core analyses is required. For example, three dimensional core calculations are inevitable for the analyses of radial oscillations. From this point of view, a very simple 3-D model is proposed, which is based on a reactor model of only four points. As in the actual reactor operation, the magnitude of xenon oscillations should be limited from the view point of safety, the model further assumes that the neutron leakage can be also small or even constant. It can explicitly use reactor parameters such as reactivity coefficients and control rod worth directly. The model is so simplified as described above that it can predict oscillation behavior in a very short calculation time even on a PC. However the prediction result is good. The validity of the model in comparison with measured data and the applications are discussed.     

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。