反应堆压力容器法兰密封分析程序系统——瞬态耦合热弹塑性接触分析(英文)

提出了一种用于反应堆压力容器法兰密封系统密封分析的瞬态耦合热弹塑性接触有限元分析方法,在弹性接触问题有限元混合法的基础上,把材料非线性和表面非线性两种迭代过程耦合求解,在瞬态温度场分析中将伽辽金法和向后差分法结合起来,并用混合法进行热接触迭代,把瞬态温度场分析和弹塑性接触分析耦合。根据这套方法编制了完整的反应堆压力容器法兰密封系统冷热态密封分析程序,其中还包括前后处理程序。程序系统模块化,自动化程度高,稳定性好,人机界面友好,已成功地用于核压力容器模拟体的分析。数值分析结果和实验结果吻合良好,并已应用于大型工程实际问题的分析,所得结果完全符合工程设计要求。     

SCWR堆芯三维瞬态物理-热工水力耦合程序开发

耦合三维中子时空动力学程序和超临界水堆(SCWR)热工水力计算程序,开发了适用于SCWR堆芯瞬态和事故分析的三维瞬态分析程序STTA。采用第二类边界条件节块格林函数方法 NGFMN_K求解瞬态中子扩散方程,采用串行耦合方法将SCWR子通道程序ATHAS嵌入NGFMN_K程序。通过压水堆基准题NEACRP-L-335和SCWR弹棒问题检验STTA程序,结果表明:STTA针对压水堆问题的计算结果与参考解符合良好,针对SCWR问题的计算结果合理可信,可用于SCWR堆芯的三维瞬态性能分析。     

核容器法兰密封系统密封性能数值分析

一文提出了一种用于反应堆压力容器法兰密封系统密封分析的瞬态耦合热弹塑性接触有限元分析新方法，编制了完整的瞬态密封分析程序系统。并已成功地用于工程实际问题的分析，和实验结果吻合良好。     

反应堆压力容器法兰密封分析程序系统——瞬态耦合热弹塑性接触分析

提出了一种用于反应堆压力容器法兰密封系统密封分析的瞬态耦合热弹塑性接触有限元分析方法,在弹性接触问题有限元混合法的基础上,把材料非线性和表面非线性两种迭代过程耦合求解,在瞬态温度场分析中将伽辽金法和向后差分法结合起来,并用混合法进行热接触迭代,把瞬态温度场分析和弹塑性接触分析耦合。根据这套方法编制了完整的反     

核容器瞬态密封分析程序系统TSAP(I)

本文给出反应堆压力容器瞬态密封分析系统的第一、二阶段结果,即冷态密封分析程序和瞬态热分析程序,两部分的耦合即组成最终的瞬态密封分析系统。     

中子时空动力学直接模拟方法研究与程序研制

直接模拟方法(DSM)是一种新的用于求解三维瞬态中子输运问题的方法.该方法通过直接模拟瞬态过程中系统内中子和缓发中子先驱核的动态行为来求解核反应堆动力学问题.由于该方法取消了现有方法的各种近似,具有普适通用性.本文在详细研究该方法的基础上,开发了相应的瞬态分析程序TMCC,并进行了算例的验证.     

耦合的PWR三维物理与热工-水力堆芯瞬态分析程序系统NLSANMT／COBRA-IV

介绍了采用非线性迭代半解析节块展开法求解的三维节块时-空中子动力学计算程序NLSANMT,并将其与子通道热工-水力堆芯分析程序COBRA-IV耦合，形成PWR三维物理与热工-水力堆芯瞬态分析程序系统NLSANMT／COBRA-IV对OECDNEACPRPWR弹棒基准问题的计算表明，即使每个组件使用一个节块、每个节块一个通道．NLSANMT／COBRA-IV的计算结果仍然和参考值符合得很好.     

耦合的PWR三维物理与热工-水力堆芯瞬态分析程序系统NLSANMT/COBRA-Ⅳ

介绍了采用非线性迭代半解析节块展开法求解的三维节块时-空中子动力学计算程序NLSANMT,并将其与子通道热工-水力堆芯分析程序COBRA-Ⅳ耦合,形成PWR三维物理与热工-水力堆芯瞬态分析程序系统NLSANMT/COBRA-Ⅳ.对OECD NEACPR PWR弹棒基准问题的计算表明,即使每个组件使用一个节块、每个节块一个通道,NLSANMT/COBRA-Ⅳ的计算结果仍然和参考值符合得很好.     

反应堆压力容器的密封分析技术

反应堆压力容器内的冷却剂具有压力高、温度高、放射性剂量高等主要特点,保证压力容器的密封性能对整个核反应堆系统安全运行至关重要.本文针对密封结构的密封性能分析方法与技术进行了研究,包括螺栓预紧、弹塑性接触、热与结构的耦合分析技术等,完成了反应堆压力容器的三维弹塑性密封分析技术研究,全面地考虑了结构承受的各种载荷,实现了结构接触面之间有摩擦的弹塑性接触和接触传热问题的模拟.该分析方法弥补了专用密封分析程序适用范围狭小以及分析过程的烦琐等小足,较目前通用的二维密封分析技术考虑的因素更加全面.该技术已成功应用于工程设计中的压力容器设计与分析.     

基于MOOSE平台的高阶全隐式核反应堆一回路系统分析

基于多物理场耦合平台MOOSE开发了模块化系统安全分析程序ZEBRA,并采用高阶全隐式离散格式建立了核反应堆一回路系统模型,对核反应堆系统中子扩散、二维固体导热和一维流体进行耦合计算。针对单管流动传热问题,对ZEBRA程序进行了耦合验证,对比了稳态工况下一阶、二阶空间离散格式和瞬态工况下Implicit-Euler、Crank-Nicolson、BDF2 这3种时间离散格式的求解精度,并对压水堆回路系统稳态和降功率瞬态工况进行了模拟分析。结果表明,高阶空间离散格式具有较高的求解精度,BDF2时间离散格式与理论解符合最好;压水堆回路系统温度、速度、压力分布合理,稳态、瞬态计算结果与RELAP5程序计算结果符合良好。      

Three-dimensional transient sealing analysis of the bolted flange connections of reactor pressure vessel

The failure of sealing system of the bolt flange connections is the primary failure mode of the nuclear reactor pressure vessel (RPV). For the safety and integrity of RPV, it is important to predict the sealing behaviour of the bolt flange connections under various loading conditions. Based on the finite element (FE) method for coupled thermal elastoplastic contact problems, a three-dimensional (3D) transient sealing analysis program of nuclear reactor pressure vessels is developed with the consideration of the non-linearity from both surface and material, transient heat transfer and multiple coupled effects. A contact correction approach is proposed to simulate the loading of the bolt connection under the condition of pre-stressing. An automatic pre-processing program is developed for FE modelling of RPVs. Using these programs, a 1:4 scaled model of a 300 MW RPV is analyzed under the loading conditions including pre-stressing, pressurization, heating and cooling. The computational results obtained are in a good agreement with the data of experimental tests. These programs are also successfully used in analyzing the full-scale model of the RPV in a nuclear power plant.     

深槽型主泵机械密封液膜特性分析

采用结合三维有限元分析与基于经典摩擦理论的密封液膜流场分析相结合的方法,针对某新型核反应堆冷却剂泵（简称核主泵）机械密封的6种密封面方案进行分析研究,对比各方案的液膜厚度、接触载荷、名义磨损率、低压泄漏率等关键参数。计算结果表明,6 mm槽宽的设计方案是一组性能较为平衡的设计,其密封面的性能输出特征与某进口成熟机械密封类似且略优于进口型号;带有低压补偿的直线槽方案能够大幅延长密封面寿命,但同时带来了更高的低压泄漏率。      

压水堆核容器密封分析(英文)

本文作为核容器密封性能综合研究中心课题之一,给出容器密封分析基本方程及程序系统。经多种试验校核证实程序可信。根据多个容器分析计算,提出了就密封性能而言的压力容器类型概念,这对容器设计选定合宜预紧系数、保证密封并改善主螺栓疲劳性能有重要意义。     

Considerations for in-service inspection on pressure vessel of 200MW nuclear heating reactor

The 200MW nuclear heating reactor adopts an integrated arrangement for the primary circuit. It is designed to be operated at lower temperature and lower pressure as compared to large reactors. A steel containment serves a barricade for the reactor pressure vessel. The pressure vessel has some safety characteristics, such as low stress level, low induced integral neutron flux, and high toughness etc. Among them, the most important is its LBB behavior. Based on the safety analysis for the pressure, the requirements and procedures of in-service inspection are layed-out accordingly.     

高保真数值核反应堆不确定度量化方法研究进展

基于高保真模型和方法的数值反应堆具有高精度和高分辨率的特点,但核数据等参数固有的不确定度将严重影响其分析结果的不确定度。本文在综述国内外数值反应堆及其不确定度量化研究进展的基础上,重点介绍了西安交通大学核工程计算物理（NECP）实验室近年来在基于一步法的高保真数值反应堆程序NECP-X的研发与验证、核数据协方差数据库制作、基于确定论和抽样方法的不确定度传递方法研究及程序开发、核数据（包括截面、瞬发裂变谱、散射角分布等）的不确定度传递以及时空瞬态计算中的不确定度量化等方面的研究进展,提出了COST先进抽样方法,并首次基于高保真数值反应堆程序量化了各类核参数的协方差在堆芯稳态和瞬态分析中的不确定度传递,对于数值反应堆的工程应用具有重要意义。      

核电厂凝汽器故障信号定值的计算与分析

核电厂的凝汽器压力达到"不可用"设定值后,将禁止旁路蒸汽向凝汽器排放.CPR1000系列反应堆要求,在紧急停堆先于凝汽器达到"不可用"设定值之前发生的情况下,仍能通过旁路系统继续向凝汽器排放蒸汽10～12 s,否则将引起主蒸汽系统管路超压.某些瞬态工况下,凝汽器的压力上升较快,为满足核岛蒸汽安全排放的要求,需对瞬态工况下凝汽器的压力变化进行仿真计算.本文通过模拟汽轮机紧急停机及紧急停堆后的凝汽器压力变化规律,研究满足核岛蒸汽安全排放要求的技术方案,解决瞬态工况下主蒸汽管道的超压问题.     

核燃料溶液系统瞬态特性分析研究

在核反应堆乏燃料后处理主工艺流程中,核燃料通常以溶液状态存在,可能发生核临界事故。研究核临界事故的产生机理和事故源项,对预防事故发生、缓解事故后果、事故应急响应与医学诊治均具有十分重要的意义。本文采用点堆动力学方程结合二维热传导方程,开发了基于圆柱形溶液贮存容器的瞬态特性分析程序GETAC,利用该程序计算了法国SILENE瞬态实验装置模拟临界事故功率随时间的变化,得到了功率振荡在不同反应性引入大小、方式和有无外中子源等情况下的变化规律,计算分析结果与瞬态实验测量数据以及国外其他程序计算结果较一致。     

吊篮下挂分体式堆内构件设计研究

通过对模块式多用途小型压水堆（ACP100）结构特点进行分析，提出了一种吊篮下挂的分体式堆内构件，其吊篮组件悬挂于反应堆压力容器中部并由压紧筒组件压紧，该结构具有易于制造安装、冷却剂分流密封效果好、流量分配合理等优点。力学分析、控制棒驱动线综合实验、堆内构件流致振动实验结果表明，该结构具有很好安全性和可靠性，满足ACP100的功能需求。