乏燃料贮存格架时程分析方法

乏燃料贮存格架是用于贮存换料后的乏燃料组件的重要设备,其自由放置在核电厂乏燃料水池中,在地震载荷下的响应属于非线性响应,包含了各种复杂的运动:滑移、碰撞、扭转、倾覆等。为了准确描述上述非线性响应,本文建立了乏燃料贮存格架整池有限元模型并进行非线性时程分析,考虑了滑移、碰撞、摩擦等影响因素,同时还考虑了乏燃料贮存格架在水池中的流固耦合效应。通过时程分析得到了乏燃料贮存格架在地震载荷下的位移、载荷等计算结果。该方法可用于乏燃料贮存格架的抗震分析。     

乏燃料贮存格架流固耦合参数的数值模拟

乏燃料贮存格架是储存乏燃料组件的重要设备。在地震载荷下，其响应是非线性的，可能产生滑移、颠覆等。发生地震时，存在于格架间隙内的流体耗散了结构的能量，保证了格架的完整性。本文使用3/10缩比模型，利用CFD软件Fluent进行了乏燃料贮存格架2D瞬态分析。计算过程中利用动网格方法模拟格架强迫振动，并进行了参数不确定性分析。利用CFD瞬态流体力分别获得了双Ⅱ区、双Ⅰ区格架附加质量矩阵。利用同轴圆柱体附加质量的计算解与解析解进行对比验证，证明了本文计算方法的准确性。本文计算所得的附加质量矩阵可为乏燃料贮存格架结构动态软件提供流固耦合参数。     

秦山核电二期工程乏燃料贮存格架的抗震分析及结构优化设计的探讨

本文描述了乏燃料贮存格架的结构及独特的抗震设计，介绍 乏燃料贮存格架抗震分析的方法和结论，并针对结构的特殊性，提出了对计算内容的补充，使得分析内容更为科学严谨和完整，通过研究影响贮存格架抗震性能的主要因素，总结了乏燃料贮存格架在抗震设计上的一些参考依据和优化设计观点。     

窄间隙流固耦合结构抗震分析流程规范化研究

对于窄间隙流固耦合效应,采用简化方法得到附加质量和地震激励修正系数。在乏燃料贮存格架的抗震分析中,对其分析流程进行规范化,即在考虑流体附加质量的同时,也对地震激励进行修正,从而得到乏燃料贮存格架在地震载荷下的力学响应。在此研究基础上可以进一步建立窄间隙流固耦合结构抗震分析标准。     

乏燃料贮存格架热工水力分析

通过计算流体力学的方法对新型国产乏燃料贮存格架进行热工水力分析,评估新型CPR乏燃料贮存格架在乏燃料池中的局部热工性能,计算在最大水力阻力下,包含放热量最大的乏燃料组件的格架贮存单元的局部最高温度。同时,经过理论计算分析了乏燃料池失去冷却水的极端工况下,乏燃料池的沸腾时间和贮存格架裸露时间。数值计算应用CFX流体分析软件,基于多孔介质模型完成计算分析。分析结果表明乏燃料池局部最高温度低于当地压力下水的饱和温度,满足格架的应用要求;在功率运行工况下失去冷却水,乏燃料水池沸腾时间足以用于采取有效措施应对极端工况。     

CAP1400双乏燃料贮存格架地震条件下流固耦合试验研究

CAP1400是中国自主研发的新型反应堆，其乏燃料贮存格架自由地放置在乏燃料水池内，水可在格架内部通道中流通，同时水也存在于格架与格架、格架与池壁之间的间隙中。在地震情况下，格架与流体之间的流固耦合特性非线性度非常高，很难用软件准确地模拟计算。为准确地探究CAP1400乏燃料贮存格架的流固耦合特性，建立了乏燃料贮存格架和水箱缩比试验模型，开展了振动台试验。在扫频试验中，测量了格架支脚与水箱底板间的摩擦系数；同时研究了正弦波、地震波工况下，格架与格架间的间隙对格架滑移现象、流体压力的影响。通过分析试验结果，得到了格架支脚与水池间的摩擦系数；且格架间隙越大，流体压力越小，但格架间隙对滑移现象影响不明显。本试验的结果可为CAP1400乏燃料贮存格架的流固耦合参数选取提供依据。     

新型乏燃料贮存格架自主研制

自主研发一种新型乏燃料贮存格架。基于该乏燃料贮存格架的结构,从临界安全、热工水力和力学抗震等方面论证新型乏燃料贮存格架的安全性、可靠性。为了验证新型乏燃料贮存格架的设计合理性和制造工艺可行性,制造1台工程样机,并进行支腿调节试验和模拟组件插拔试验。通过样机的制造和试验表明,新型乏燃料贮存格架设计合理、制造可行,可以批量化生产。     

VVER乏燃料离堆贮存格架安全分析

本文给出了新型VVER乏燃料离堆贮存格架的安全分析方法及评价结果,通过对辐射安全、核临界安全及抗震分析评价,该贮存格架可满足相关的核安全要求。贮存格架安装在现有的离堆贮存水池后,可作为VVER乏燃料离堆贮存应急方案的选项。     

海洋核动力平台乏燃料贮存格架设计及安全分析研究

针对海洋核动力平台乏燃料组件海上长期贮存所面临的安全保证问题,通过改进燃料组件与贮存小室之间固定形式、优化贮存小室与贮存格架本体之间连接形式以及增加贮存格架与乏燃料水池池壁之间的缓冲结构,设计了一种满足设计基准以及适应海洋环境的乏燃料贮存格架,并采用蒙特卡罗程序MCNP-5、计算流体力学软件Fluent 14.0、有限元分析软件ANSYS 17.0对该贮存格架进行临界、热工、结构仿真计算。结果表明,该贮存格架设计合理、安全性高,可为海上浮动式核电站乏燃料贮存提供解决方案。      

乏燃料水池贮存格架水下安装工艺研究

通过拆除乏燃料水池内原有的乏燃料贮存格架,安装更密集的乏燃料贮存格架,可提升乏燃料水池的贮存能力。以国内某商用核电站乏燃料水池扩容改造为研究对象,分析了乏燃料贮存格架在水下安装的难点,提出了根据测量池底的不平整度调平乏燃料贮存格架的垂直度,然后在水下进行定位安装施工,并制定了乏燃料贮存格架水下安装精度检验方法。在水下安装的乏燃料贮存格架达到了使用规定的位置、高度和垂直度,保证了燃料组件的安全装载。该工艺可为国内各大核电站进行乏燃料水池扩容改造提供经验参考。     

Nonlinear 3-D dynamic time history analysis in the reracking modifications for a nuclear power plant

An independent seismic response evaluation of spent fuel storage racks was performed on the reracking modifications for a typical operating pressurized water reactor type nuclear power plant using nonlinear dynamic time history analysis methods per the U. S. Nuclear Regulatory Commission (USNRC) criteria. The submerged free standing rack system and surrounding water are coupled due to fluid-structure-interaction effects using potential theory. Three dimensional (3-D) single rack and whole pool multiple rack finite element models were developed with features that allow the consideration of geometrically and materially nonlinearities including 1) the impact of a fuel bundle to a rack cell, a rack to adjacent racks or pool walls, and rack support legs to a pool floor; 2) the hydrodynamic coupling of a fuel assembly with a rack and of a rack with adhacent racks or pool walls; and 3) the tilting and frictional sliding of the rack supports. The methodologies and typical results using a 3-D single rack model as well as a 3-D whole pool multiple rack model developed herein are presented.     

Improved method to demonstrate the structural integrity of high density fuel storage racks

Reracking of existing fuel pools to the maximum extent is desirable from an economical point of view. This goal can be achieved by minimizing the gaps between the spent fuel storage racks. Since the rack design is aimed at enabling consolidated fuel rod storage, additional requirements arise with respect to the design and the structural analysis. The loads resulting from seismic events are decisive for the structural analysis and require a specially detailed and in-depth analysis for high seismic loads. The verification of structural integrity and functionality is performed in two phases. In the first phase the motional behavior of single racks, rows of racks and, where required, of all racks in the pool is simulated by excitation with displacement time histories under consideration of the fluid–structure interaction (FSI). The displacements from these simulations are evaluated, while the loads are utilized as input data for the structural analysis of the racks and the pool floor. The structural analyses for the racks comprise substantially stress analyses for base material and welds as well as stability analyses for the support channels and the rack outside walls. The analyses are performed in accordance with the specified codes and standards.     

秦山第二核电厂乏燃料水池失去冷却后最短响应时间分析

全厂断电事故工况下,反应堆乏燃料水池冷却和处理系统存在较大的停运风险。为避免反应堆乏燃料水池失去冷却事故工况的进一步恶化,使用ORIGEN-S程序计算了不同状态下从乏燃料水池失去冷却到乏燃料组件裸露的最短时间。结果表明,在最恶劣工况下,乏燃料组件裸露的最短时间为79.2h,该结果也被用于制定秦山第二核电厂的应急响应行动计划。     

基于SCALE的RFA改进型燃料组件堆内贮存临界安全分析

RFA改进型燃料组件是西屋公司设计的能应用于大功率先进压水堆的改进型燃料组件。SCALE计算程序是一款在国际上得到广泛认可的综合性建模及模拟程序包,可用于核设计与核安全分析。基于SCALE计算程序,针对大功率先进压水堆的乏燃料贮存水池,建立恰当的计算模型,并选取合理的保守假设,分析乏燃料水池正常贮存及事故工况下的临界安全。计算结果表明一区正常贮存工况keff值为0.901 29,组件跌落事故工况下,有效增值因子为0.907 93。二区正常贮存工况下,计算模型keff值为0.909 98,新燃料组件误插入事故工况keff值为0.924 07。先进压水堆乏燃料贮存水池正常贮存工况及事故工况的有效增值因子均小于0.95,处于次临界状态。该设计模型可确保燃料堆内贮存区域临界状态安全可控。     

核电厂放射性贮存池钢覆面检漏系统关键设计参数分析与研究

检漏系统是长期放射性贮存池钢覆面的重要组成部分。为确定检漏系统的关键设计参数，采用风险分析、流体力学理论计算等方法开展分析研究，并基于某三代核电厂乏燃料水池钢覆面检漏设计开展实证分析，确定了乏燃料水池钢覆面检漏系统的检漏回路数量、最大泄漏量、检漏管道坡度和响应时间。同时，通过与乏燃料水池冷却和处理系统的设计补水能力及液位报警情况进行比对，结果表明乏燃料水池工艺设计上留有充足裕量。      

Integrity evaluation of fuel assembly for earthquake

In the present study, a method for the dynamic analysis of a reactor core is developed. Peak responses for the motions induced from earthquake are obtained for a core model. The dynamic responses such as fuel assembly shear force, bending moment, axial force and displacement, and spacer grid impact loads are investigated. Prediction of fuel assembly stress during an earthquake requires development of a fuel assembly stress analysis model capable of interfacing with the models and results discussed in the dynamic analysis of a reactor core. This analysis uses beam characteristics which describe the overall fuel assembly response. The stress analysis method and its application for the case of an increased seismic level are also presented.     

AP1000乏燃料水池失冷瞬态特性研究

以AP1000堆型为参考，建立乏燃料水池冷却系统主要设备的热平衡耦合数学模型，并研究各类失冷事故下乏燃料水池水温的瞬态变化。模拟结果显示，在整堆芯卸料时即发生丧失所有冷却途径的事故，则燃料裸露时间约为24 h；在装料后即发生丧失所有冷却途径的事故，则燃料裸露时间约为213 h。这些工况的模拟结果为应对相应乏燃料水池失冷事故提供了参考反应时间。      

乏燃料转运设备跌落冲击数值模拟研究

乏燃料转运设备核电厂内运输跌落分析是整体结构安全分析中最严苛的工况,为了解决设备跌落的动力学冲击分析评价问题,使用有限元分析模拟软件LS-DYNA对乏燃料转运设备进行数值模拟,针对典型乏燃料转运设备的跌落进行建模,并结合实际厂址条件,跌落的接触地面采用Holmquist-Johnson-Cook（HJC）模型,通过模拟计算,获得设备加速度曲线和关键位置形变量,研究结果表明:在结合厂内实际地面条件的情况下,贮存套筒变形量受跌落角度影响很大,在贮存运输过冲中应避免设备竖直姿态的跌落。本文的分析评价方法可以为乏燃料转运设备的自主化设计提供技术支持和理论依据。