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。      

凝升系统拍振测试识别及原因分析

针对秦山核电有限公司320 MW机组常觃岛凝结水系统凝结水升压泵(简称凝升泵)疑是存在拍振现象的问题,对凝升泵及其附属管线进行了振动测试,获取了多个测点的振动响应。结果表明,凝升泵上多个测点处振动速度有效值呈现周期性波动,结合相关测点的加速度频谱,确定了凝升泵存在拍振,且其产生原因为泵的转速差异。在此基础上,进一步对凝升泵间的振动进行相关分析,识别出附属管线为振动传递路径。     

钴靶组件流致振动试验研究

采用数值分析与试验研究相结合的方法,通过模拟反应堆内真实边界与流速,获得了钴靶组件的振动频率、振型等振动特性参数以及0.75～2 kg/s不同冷却剂流速下的响应试验数据;利用综合数值计算与试验测试结果对结构进行了疲劳评价。分析结果表明,靶件在0.75～2 kg/s流速下的各种响应有效值较小,可满足10 a寿命期限。     

中国实验快堆堆内构件应力分析与评定

本文是中国实验快堆堆内构件主要部件的应力分析与评定汇总报告.主要构件包括堆内支承结构、堆芯支承结构、堆内热屏蔽等7类设备.堆内各部件采用有限元方法按其特点进行整体分析或部件分析.文章首先建立结构的计算模型,然后,对有限元计算模型进行在自重、流体流动压差、冷却剂流动引起的结构振动和温差载荷条件下的静态分析计算和结构的模态分析以及地震载荷下的动态分析.最后,按规范要求对堆内各结构在承受的各种载荷条件下进行载荷组合与评定.     

防城港核电站堆内中子通量测量系统指套管碰磨分析

防城港核电站1号机组主泵惰走试验期间,在对核电站松脱部件和振动监测系统13路加速度通道进行背景噪声例行检查时发现,通过松脱部件和振动监测系统的声音监听设备监测到,安装于反应堆压力容器底部堆内中子通量测量系统导向管上通道有"哒哒哒"的异常信号。为找出异常信号源,利用松脱部件监测系统声监测功能对压力容器底部监测到的异常信号进行分析,该信号不是由松脱部件产生的信号。通过听音棒的辅助监听,最后综合分析得出该信号是由堆内中子通量测量系统指套管在管道路径上碰磨引起。该事件的分析与解决,不仅解决了工程建设需要,对核安全局批准下一步工作开展提供了支持依据,而且对通过松脱部件监测系统来开展由于流致振动引起的中子通量测量系统指套管异常振动诊断有重大的实用价值。     

防断组件及其支承柱高周疲劳分析

反应堆堆内构件是反应堆冷却剂系统中的重要设备,其设计结构要求在全寿期内保持高度可靠性。在国内外核电厂运行过程中,曾发生堆内构件因流致振动而出现故障和损坏事件,直接影响了反应堆的安全运行和经济效益。本文以堆内构件防断组件及其支承柱(SCSS)为研究对象,研究其在流致振动载荷和泵致振动载荷下的动态响应,并对结构进行谱分析和谐响应分析。最后根据ASME锅炉及压力容器规范对防断组件及其支承柱各部件进行高周疲劳评定,计算结果表明各部件交变应力强度满足规范限值的要求。     

反应堆控制棒在事故工况下的落棒时间分析

反应堆控制棒在事故工况下的落棒时间分析方法,主要是建立驱动线上各部件在外力作用下的强迫振动方程和控制棒在垂直方向上的落棒运动方程。通过考虑落棒过程中控制棒与外侧部件之间的碰撞效应,将上述两个方程联系起来。用有限差分法对振动方程作离散,对时间历程则用Wilson-θ法逐步进行分析,对由碰撞所引起的非线性采用修正的Newton法作迭代处理。利用已有的试验结果考核计算方法的正确性和可靠性。理论考题以及与试验结果的比较表明,以上述方法为基础编制的分析程序是适用、可靠的。它为相关部件的分析法设计和安全分析提供了有效手段。     

反应堆堆内部件振动的中子噪声物理模型

介绍了一种用来描述堆内部件振动引发中子噪声的物理模型。本模型基于控制论的观战将反应堆动态方程与随机振动方程结合起来,并在振动方程描述中考虑了非线性项。通过在零功率堆的实验和分析,证明了该模型能够描述堆内部件振动引发中子噪声的动态特性,为反应堆运行时堆内部件振动特性的判别提供了一种手段。     

蒸汽发生器干燥器气动噪声分析研究

通过建立蒸汽发生器干燥器结构有限元分析模型,完成了干燥器结构振动特性分析和气动噪声分析研究。通过振动特性分析确定干燥器内部结构薄弱板部件,对干燥器薄弱板部件进行气动噪声分析研究,包括最大静压和最大压力功率谱密度分析研究,探究干燥器结构在气动噪声载荷下的结构强度及疲劳特性。研究结果表明:干燥器结构主要的薄弱板部件是竖直分隔板和均汽网结构;最大静压值和最大压力功率谱密度研究中,竖直分隔板、均汽网结构和声压力波回传方向板部件最大应力强度出现在均汽网结构位置,但小于限值,满足RCC-M规范要求。     

反应堆控制棒在事故工况下的落棒时间分析

反应堆控制棒在事故工况下的落棒时间分析方法,主要是建立驱动线上各部件在外力作用下的强迫振动方程和控制棒在垂直方向上的落棒运动方程。通过考虑落棒过程中控制棒与外侧部件之间的碰撞效应,将上述两个方程联系起来,用有限差分法对振动方程作离     

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.     

基于中子噪声分析技术的核电站振动监测系统研制

以秦山核电二期扩建工程松脱部件与振动监测系统(KIR)供货项目为背景,研制出了VMS C1201堆内构件振动监测系统.该系统由4个加速度通道和8个中子噪声通道组成,采用PXI总线技术以及虚拟仪器、数据库管理和监测报告自动生成技术,信号调理采用现场可编程门阵列(FPGA)程控技术,各通道信号采用同步处理技术;监测软件采用原始数据存储,并提供开放式接口.该系统具有时程分析、自谱与互谱分析以及压力容器、吊篮和燃料组件振动监测功能.     

反应堆结构的泵致振动噪声研究

先进的振动噪声预报与减振降噪分析技术对于降低结构的振动噪声水平具有重要意义。为了进行准确的噪声预报,需要采用合适的方法并建立噪声预报模型进行计算分析。针对反应堆及一回路系统,首先研究了振动噪声预报分析方法的变量参数及其影响规律,研究比较了声学分析方法包括直接边界元法、声学有限元自适应层方法、自适应阶次有限元声学法、声学有限元自适应层方法联合自适应阶次有限元声学法;其次,联合有限元法和声学边界元法,研究了耐压壳模型对振动噪声的影响,得到了加强筋、双层壳对系统振动特性及辐射噪声的影响规律。基于研究结果,建立了声振计算模型,开展了减振效果评价、声辐射分析及减振措施研究,得到了典型传递路径的振级落差、通过耐压壳辐射的声压级和外声场以及不同减振措施的减振降噪效果。      

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。     

多级节流孔板在核级管道中的应用

针对大亚湾核电站安全壳喷淋系统(EAS)试验管线节流孔板气蚀引起的管道剧烈振动和噪音,以及支管疲劳破坏这一事例,研究了气蚀引起管道振动的分析方法,以及采用多级节流孔板减小气蚀的设计方法.对气蚀引起的管道振动,采用计算流体动力学(CFD)方法分析孔板附近的流动特性和压力分布,确定节流孔板下游是否发生气蚀现象;对于发生气蚀现象的节流孔板,提出采用多级节流孔板来减弱气蚀,并采用各级节流孔板气蚀数相近的原则确定节流孔径.通过对改造后的EAS试验管线的试验证实,采用本文的设计分析方法设计的多级节流孔板能够有效地减小节流孔板气蚀引起的管道系统振动和噪音.     

反应堆主循环泵故障诊断

应用振动监测技术，通过参数分析、信号分析及谱分析，对反应堆一循环在役主泵的故障进行了分析诊断。诊断结果与解体结果完全一致。     

基于自适应阈值的小波包在松动部件信噪分离中的研究

研究了反应堆主回路系统背景振动噪声的特点。在传统松动部件信号提取方法的基础上,利用对小波包系数加入时间窗的方法实现对去噪阈值进行自适应选取。同时采用了一种新的阈值处理函数对含噪声的松动部件冲击信号进行去噪处理,并对模拟实验装置上采集到的钢球冲击信号进行分析。实验结果表明,本文提出的方法能有效跟踪背景噪声强度的变化,有效抑制背景噪声,准确识别松动部件冲击信号,提取相关特征。     

大亚湾核电站小支管振动测量结果分析评定

大亚湾核电站在运行中,有部分辅助系统的小支管(管径不大于5.08cm)的振动较大,并有少数小支管出现振裂的情况,给核电站的安全运行带来不利影响.在大亚湾核电站十年安全审评时对辅助给水系统、安全壳喷淋系统、反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统、化学和容积控制系统、反应堆硼和水补给系统、余热排出系统、安全注入系统和设备冷却水系统的潜在敏感管进行了现场振动测量.本文按相关要求对测量结果进行了分析评定,给出敏感管清单及改造建议.     

Identification of reactor internals'' vibration modes of a Korean standard PWR using structural modeling and neutron noise analysis

The vibration characteristics of a Korean standard PWR reactor internals have been estimated through a three-dimensional finite element analyses and verified by using the mode separated power spectral density functions obtained from the ex-core neutron noise signals. Also the natural vibration modes of the fuel assembly have been identified measuring both the ex-core and the in-core neutron noise signals which are close to each other. As a result, the fundamental bending mode frequency of the reactor internal structure is found to be around 8 Hz and the fundamental shell mode frequency 14.5 Hz, respectively. It is also shown that the fundamental bending mode frequency of the fuel assembly is 2.3 Hz and the 2^nd bending mode frequency 5.8 Hz, respectively. These results can be used for the supplements of the Korean standard PWR's CVAP (Comprehensive Vibration Assessment Program) data.