反应堆堆内构件流致振动特性研究

以某新型工程试验堆为研究对象,采用试验分析与仿真计算相结合的手段探索该试验堆堆内构件流致振动特性。在流致振动试验中,根据相似准则建立了1/2的缩比试验模型,并在整体水力模拟台架上开展了100%额定流量工况下的堆内构件流致振动试验,测量了吊篮组件和二次支承组件在流体作用下的动力响应;根据吊篮组件和二次支承组件所受激励的不同,结合试验结果分别采用不同的计算方法得到了流体力作用下结构的动力响应,分别获得了100%额定流量工况下的最大应力值。     

反应堆二次支承结构流致振动相关问题研究

通过描述反应堆二次支承结极及其功能,介绍近年来有关二次支承结极的流致振动事件。反应堆的堆内极件比例模型试验表明,二次支承结极的流致振动响应在整个堆内极件各结极中响应最大,值得重点关注。秦山核电厂二期的二次支承结极和国内运行的主流二代核电机组的二次支承结极一致,对其迚行的试验和分析结果表明,其在流致振动斱面安全。最后,探讨取消二次支承结极的可行性和二次支承结极设计优化的思路,以便从流致振动的角度提高下腔室结极的可靠性和安全性,为后续三代核电机组的二次支承结极设计改迚提供参考。     

压水堆吊篮下部防断支承组件流致振动分析

对秦山核电厂堆芯下腔流场、堆内下部防断支承组件振动特性及全组件的流致振动进行了分析,特别对旋涡脱落致振进行了定量分析.分析结果表明防断支承组件初始结构的整体转动振动的固有频率与旋涡脱落频率相差较大,发生大幅振动的可能性不大;只有当部分连接件松动,整体结构转动振动的固有频率下降时,才很有可能发生大幅振动.     

堆芯跌落事故下水力缓冲性能分析研究

对采用“水力缓冲+机械缓冲”技术的反应堆堆内构件二次支承结构缓冲性能进行分析，研究假想堆芯跌落事故（吊篮断裂）下反应堆堆内构件二次支承结构对吊篮组件的水力缓冲作用机理。基于Fluent动网格技术对吊篮组件跌落过程进行数值模拟，分析不同竖直间隙、冷却剂温度及初始流速下吊篮组件跌落过程的运动规律；基于LS-DYNA非线性动力分析程序分析跌落末端的冲击过程，研究二次支承结构水力缓冲作用效果。分析显示，堆芯跌落事故下，水力缓冲可以吸收缓解大部分跌落冲击能量，与传统缓冲结构相比，缓冲效果更佳，确保了反应堆压力容器（RPV）的结构完整性和堆芯稳定性。      

上支承柱组件的设计改进

通过分析反应堆堆内构件上支承柱在制造过程中由于对中不好导致焊接变形以及上支承柱组件内热电偶安装不到位的原因,提出对上支承柱组件增加止口设计和端塞等设计改进,有效地避免了同类问题的再次发生,为后续核电厂堆内构件上支承柱组件的设计提供技术参考.     

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。     

格架夹持失效对燃料棒流弹稳定性及漩涡脱落影响的数值研究

流弹稳定性和漩涡脱落是流致振动分析的两个重要机理。由于制造工艺、运输、辐照影响，格架对燃料棒的夹持作用可能失效。以I、II型燃料组件为例，研究了夹持失效对燃料棒固有频率和振型、流弹稳定性以及漩涡脱落的影响。结果表明:刚凸支承失效对固有频率的影响与振型有直接关系，原振幅较大的位置附近刚凸支承失效对固有频率的影响明显。刚凸支承失效对两种型号燃料棒固有频率的影响类似。对于I型组件，燃料棒顶部和底部的流速较大，大小相当，顶部和底部格架的刚凸支承失效对流弹稳定性及漩涡脱落比值有较大影响。对于II型组件，顶部格架刚凸支承失效对流弹稳定性及漩涡脱落比值的影响明显。      

燃料组件流致振动试验研究

采用试验的方法对燃料组件的振动特性和流致振动响应进行研究,获得了燃料组件的固有振动特性;各稳态工况的流致振动响应规律:响应随流量的增加而增加;瞬态工况下振幅、频率与时间(流量)的三维瀑布图以及定位格架的运动轨迹。试验所获得的完整、可靠的数据为燃料组件的设计、安全分析和磨蚀试验提供重要的输入参数,为最终的安全评审提供依据。     

二次中子源在中国实验快堆上应用的初步可行性分析

为满足中国实验快堆(CEFR)物理启动的经济性需要,研究二次中子源替代堆内的~(252)Cf一次中子源的可行性。参照CEFR的相关参数及二次中子源产生中子的原理,设计了二次中子源。用MCNP程序模拟计算了二次中子源组件中~(123)Sb的(n,γ)核反应率和9Be的(γ,n)单核反应率,得出二次中子源组件在不同工况辐照下的源强,分析其在CEFR中应用的可行性。计算结果表明,在大多数工况下,所设计的二次中子源组件能满足CEFR的启动要求。本文所设计的二次中子源及计算结果可为CEFR二次中子源的应用提供参考。     

船用离心泵板梁支承动力特性改造分析及实验研究

离心泵是船舶常用动力设备,其板梁支承结构动力特性兲系着设备总体振动水平及振动特征。借助结构有限元仿真分析、设计及振动试验方法,对振动水平较高的某船用离心泵板梁支承结构迚行振动改造设计及试验验证研究。基于ANSYS结构动力学分析程序建立板梁支承结构振动分析模型,分析结构的动态特性,幵与振动试验结果迚行对比验证;基于验证后的振动分析模型,对结构迚行振动优化设计及分析,获得改造后的离心泵板梁支承结构的振动特性;依据改造方案对离心泵板梁支承结构迚行改造,通过振动测试获得结构振动特性;测试结果表明,结构动力特性改造方案可行,优化了结构动力特性,降低了结构总体振动水平。     

凸台约束对快堆组件流致振动特性影响的实验研究

流致振动引起的组件相互碰撞以及流体持续冲刷导致的结构疲劳损伤,会威胁堆芯安全,有必要对快堆组件开展流致振动行为的研究和评价。采用有无固定凸台约束两种方式都会给组件的振动特性带来一定的不确定度。为研究凸台约束对快堆组件流致振动特性的影响,定量评价有无固定凸台约束对组件振动特性带来的不确定度,本文采用实验方法研究了组件上端自由和有0.3 mm间隙的固定凸台约束两种条件下组件的流致振动特性。实验结果表明,组件在有无固定凸台约束条件下最大振幅均方根（RMS）间的相对偏差为6.1%,对于最靠近凸台处测点的幅值,有无凸台约束的最大振幅RMS间的相对偏差为17.4%。本文实验结果对该种复杂支撑条件下组件流致振动行为的分析与评价具有一定的参考价值。     

CNP600机组替代二次中子源装料及无源临界

二次中子源组件是压水堆传统装料和临界中常用的相关组件,但是秦山第二核电厂(简称"秦二厂")1号机组所使用的二次中子源组件接近使用寿命,继续使用存在破损或失效风险,为此决定在秦二厂1号机组第14循环实施替代二次中子源项目。经过理论论证与试验验证,表明使用具有一定燃耗深度的燃料组件可以替代二次中子源的作用。随后秦二厂在制定了一系列安全措施、应急方案并优化了试验方法后成功实施了替代二次中子源装料以及无源临界启动。由此表明,CNP600机组取消二次中子源组件后,仍然可以在满足安全监督要求的前提下完成堆芯装料和临界启动。     

中国实验快堆辐照容器组件流致振动实验

在水力实验台架上利用DASP-V10振动测量系统对中国实验快堆结构材料辐照容器组件进行流致振动实验。通过实验,得到组件前5阶固有振动特性(固有频率、振型)及额定流量工况(0.6m3/h)和120%额定流量工况下组件的振动响应及动态应变响应。实验以固有振动特性测量结果来指导开展组件在运行工况下的流致振动实验,并根据得到的流致振动结果结合组件固有振动特性从振动力学原理上阐述了辐照容器组件共振现象的产生及其对组件运行的影响。     

CARR堆芯容器填充体加工方案中难点的解决

填充支承体位于主筒体内，其上端与主简体径向配合，下端与重水箱下封头底座通过螺栓轴向固定，在反应堆寿期内，填充支承体为可更换部件。填充支承体为整体内多边形结构（图1），对燃料组件起定位支承。     

压水堆燃料组件附加质量仿真研究

为了准确探究反应堆冷却剂与燃料组件间存在流固耦合行为对燃料组件振动特性的影响,本文采用计算流体动力学（CFD）软件Fluent平台,运用其中的动态网格技术,以压水堆燃料组件为研究对象,通过建立燃料组件模拟棒束、堆芯围板以及冷却剂模型,实现燃料组件与堆芯围板分别单独运动工况的燃料组件附加质量计算。结果显示：燃料组件运动工况下,燃料组件附加质量系数均值为2.4712;围板运动工况下,燃料组件附加质量系数均值为–3.4713,均与文献值偏差小于5%。叠加附加质量后,燃料组件振动频率计算值与水中振动试验测试结果偏差小于5%,验证了分析方法的合理性。本研究建立的仿真计算方法能够用于压水堆燃料组件附加质量计算。     

U3Si2-Al板状燃料组件冲刷试验后的解体研究

通过对U3Si2-Al板状燃料组件的解体试验研究,得到了110 ℃水温、7 m/s流速下50 d的水力冲刷试验和18 m/s流速下的流致振动试验对该新型燃料组件各项参数的影响,为板状燃料组件的设计、选材、加工、应用提供了实验数据.     

反应堆无二次中子源装料和启动

二次中子源在反应堆装料和启动时提供中子,使得源量程获得区别于噪声水平的有效计数,用于反应堆的临界监督。随着反应堆通量的提升,在多普勒点出现时,二次中子源对反应堆通量的影响可以忽略。乏燃料组件中锕系核素的自发裂变能够产生大量中子,低泄露装载模式下堆芯外围燃耗较深的乏组件提供的中子源强,也能够使得源量程获得有效计数。大亚湾核电厂的实践经验表明,取消二次中子源是可行的。取消二次中子源能够显著的降低核电厂的氚排放量,并节省大修关键路径。     

压水反应堆下腔室流动特性数值模拟分析

压水反应堆冷却剂在下腔室内的流动间接影响着堆芯功率分布的变化,为了掌握某新型反应堆下腔室设计的内部冷却剂流动特性并获取重要的流动参数数据,采用ANSYS WORKBENCH建立了下腔室原型结构的三维全尺寸计算模型,利用计算流体力学程序CFX对冷却剂在下腔室内的流动过程进行了数值模拟,获得了最佳估算流量条件下的下腔室内部流场和压力场分布,以及下腔室出口区域的流量分配以及典型结构的压降。计算结果表明该反应堆下腔室的冷却剂出口流量整体分配均匀,但呈现从中心区域到边缘区域的缓慢衰减;内部冷却剂流动导致的最大压力出现在四个径向支承块位置;下腔室内部典型结构的流动阻力大小依次为二次支承组件,均流板和堆芯支承下板。     

立式循环泵结构动刚度对转子振动特性的影响

采用有限元法对AP1000核电厂立式循环泵转子部件的支承结构动刚度进行分析,结果显示其支承结构的动刚度值随着频率的增加而逐渐降低,其动刚度曲线在结构共振频率点发生急剧的下降。结合该分析结果,分别针对刚性支承、水润滑轴承支承以及考虑支承结构动刚度3种情况下的转子振动特性进行对比分析。分析结果显示,在上述3种情况下,转子1阶横向弯曲振动频率变化较小,其频率值分别为28.1、18.7、15.3 Hz,转子高阶振动频率及振型受支承动刚度影响较大。在考虑支承动刚度的影响情况时,转子高阶振动频率下降明显。     

耦合一、二次侧换热的蒸汽发生器二次侧流场分析

蒸汽发生器（SG）内三维两相流场可为流致振动分析提供输入条件。本文基于FLUENT采用多孔介质模型对SG二次侧流场进行求解。在动量方程中添加管束附加阻力,分别计算横流和顺流管束阻力,同时考虑了下降段、支承板和汽水分离器阻力。在能量方程中,将一、二次侧换热量三维分布作为二次侧流场的能量源项,在计算中采用耦合迭代求解。计算结果与总体设计值符合较好。计算结果同时显示,二次侧流场分布极不均匀;进入第一级汽水分离器的工质最大、最小流动含汽率分别为0.75和0.07;一、二次侧平均换热系数分别为15 856.5和63 623.0 W/(m²•K),二次侧最大换热系数为122 862.9 W/(m²•K),U型管外壁面平均热流密度为149.9 kW/m²;U型管弯管段最大横流速度约为4.06 m/s;冷侧冲刷U型管的横流能量(ρu²)大于热侧,其值为1145 J/m³。