某三代核电设备安全壳喷淋泵力学分析和试验研究

以某三代核电设备安全壳喷淋泵为对象,利用有限元对整个系统进行建模,完成了该系统抗震性能、各部件模态和应力、结构屈曲以及连接螺栓应力的分析和评定,并进行了现场振动频率测试。结果表明,此安全壳淋喷泵满足规范要求,与设备模态试验情况符合较好。本研究可为后续安全评审和设备鉴定提供研究支持。      

浅析H4工况下RIS与EAS的互为备用和调试

针对失水事故(LOCA)后防止低压安注泵或安全壳喷淋泵功能完全失效(H4)的超设计基准事故,设计了H4管线,在H4工况时,利用仍然可用的低压安注泵或安全壳喷淋泵实现堆芯长期冷却的功能。对H4工况下安全注入系统(RIS)与安全壳喷淋系统(EAS)的备用进行试验,通过选取低特性与高特性的低压安注泵和低特性的安全壳喷淋泵,验证了各项性能参数在事故工况时仍能满足要求,同时验证了向反应堆冷却剂系统(RCP)系统冷、热段注入时,泵的出口流量满足秦山核电厂扩建项目(方家山核电工程)调试大纲中的安全准则。     

小型堆安全壳在地震激励下的动力响应分析

小型核反应堆(小型堆)因具有模块化、高灵敏性及安全性等优良特性备受关注,其安全壳结构在地震作用时的动力特性对小型堆的安全性评定有着重大影响作用。将小型堆安全壳用ABAQUS软件建立三维有限元模型并模拟非线性抗震分析,模拟在地震作用下小型堆安全壳模型的频率、振型和加速度及位移等动力特性,对比前16阶振型和频率,表明安全壳的1和2阶、3和4阶等阶次的振动频率分别接近且主要振动方向为水平方向。同时以峰值分别为0.2g、0.3g与0.4g的地震动作为荷载输入,得到3种加速度峰值作用时预应力钢束和混凝土安全壳结构的最大主应力云图,对比发现3种地震峰值作用下混凝土安全壳的最大主应力均小于抗拉强度标准值2.65 MPa,且最大主应力主要集中分布在安全壳结构的闸门孔周边及基础相连的底部附近。最后对比安全壳结构的加速度与位移响应,评定结果表明在极限地震动作用下小型堆安全壳结构具有良好的安全性。     

小型堆安全壳在地震激励下的动力响应分析

小型核反应堆(小型堆)因具有模块化、高灵敏性及安全性等优良特性备受关注,其安全壳结构在地震作用时的动力特性对小型堆的安全性评定有着重大影响作用。将小型堆安全壳用ABAQUS软件建立三维有限元模型并模拟非线性抗震分析,模拟在地震作用下小型堆安全壳模型的频率、振型和加速度及位移等动力特性,对比前16阶振型和频率,表明安全壳的1和2阶、3和4阶等阶次的振动频率分别接近且主要振动方向为水平方向。同时以峰值分别为02g、03g与04g的地震动作为荷载输入,得到3种加速度峰值作用时预应力钢束和混凝土安全壳结构的最大主应力云图,对比发现3种地震峰值作用下混凝土安全壳的最大主应力均小于抗拉强度标准值265 MPa,且最大主应力主要集中分布在安全壳结构的闸门孔周边及基础相连的底部附近。最后对比安全壳结构的加速度与位移响应,评定结果表明在极限地震动作用下小型堆安全壳结构具有良好的安全性。     

核电厂安全壳地坑滤网堵塞问题的机理分析

破口失水事故工况下,大量碎片可能随着泄漏的冷却剂和喷淋液迁移到安全壳地坑滤网处,并逐渐堆积形成碎片床,不断增大流体通过滤网的阻力,降低应急堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统泵的净正吸入压头裕量并导致堆芯、安全壳丧失冷却,从而威胁核电厂安全。本文对核电厂发生假想破口失水事故后碎片的产生、迁移,以及在安全壳地坑滤网处堆积成碎片床,并造成地坑滤网堵塞的机理进行分析说明。     

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。     

大亚湾核电站换料水箱漏装内部弯管的概率安全评价

分析了换料水箱内部漏装安全注入泵和安全壳喷淋泵的吸水口弯管的风险影响,并采用概率安全评价方法对两个临时解决方案进行了风险评价和方案比较,确定出对电厂安全较有利的方案（方案1）。     

联轴器螺栓断裂原因分析与改进

从化学成分、断口形貌等方面对联轴器螺栓断裂原因进行分析,问题批次螺栓失效形式属于氢脆断裂,是螺栓强度高、硬度高、钢中存在残留的氢等因素综合作用的结果。通过改进螺栓型式、表面处理工艺优化、降低螺栓抗拉强度等措施控制螺栓质量。改进后的双头螺柱满足低压安全注入系统(RIS)安注泵、安全壳喷淋系统(EAS)安全壳喷淋泵的安全运行要求。     

安全注入系统与安全壳喷淋系统早期互为备用事故策略研究

在大部分CPR1000堆型核电厂中,安全注入系统（RIS）和安全壳喷淋系统（EAS）的互为备用仅应用于大LOCA(Lossofcoolantaccident)事故工况后15天。阳江核电厂5号、6号机组进行了H4管线（安全注入系统和安全壳喷淋系统互为备用的连接管线）改进,将安全注入系统和安全壳喷淋系统的互为备用也可应用于中、小LOCA事故的早期工况。本文研究RIS系统和EAS系统早期互为备用在状态导向法事故运行程序SOP(StateOrientedProcedure)中的应用,结合基于H4管线改进的现实性事故分析,设计出中、小LOCA叠加H4工况（低压安注泵全部失去或喷淋泵全部失去）事故处理的策略及手段。     

基于蒙特卡罗模拟法的安全壳喷淋覆盖率计算方法研究

为建立安全壳喷淋覆盖率可靠、快速的计算方法，以对安全壳喷淋系统的设计研究提供新的辅助手段，本研究采用理论分析的方法，建立了基于蒙特卡罗模拟法的安全壳喷淋覆盖率计算模型。通过与基于计算机辅助设计（CAD）的安全壳喷淋覆盖率计算结果进行对比，验证基于蒙特卡罗喷淋覆盖率计算方法的适用性。结果表明，两种方法的计算误差在1%以内。因此，本研究建立的基于蒙特卡罗模拟法的安全壳喷淋覆盖率计算方法可靠且具有广泛适用性，对比CAD软件的喷淋覆盖率计算法，新的方法计算速度更快，人因错误率更低，有利于敏感性分析，可大幅提高安全壳喷淋系统设计能力。