抗振条-传热管大间隙多跨直管束流致振动试验研究

针对抗振条-传热管大间隙的4跨传热管直管束开展了流致振动试验研究。传热管束转角正三角形排列，3处抗振条将直管束分为4跨，中间其中1跨的局部区域受到横向流体的冲刷。试验测试获得了管间流速在3.3～14.7 m/s区间内传热管振动位移和振动频率响应特性。结果表明，随着管间流速逐渐增大，传热管在来流方向和升力方向的振动频率依次增大，传热管的振动模态从抗振条1处有效支撑、2处未有效支撑的状态，转换为3处抗振条均有效支撑的状态。试验观测到传热管流弹失稳，其临界流速为14.5 m/s，与5种经验关系式预测结果的对比表明，Chen关系式能较好地预测流弹失稳的发生，预测结果较保守，与试验值间的相对偏差为21.4%。     

堆内构件防断支承组件流致振动分析

堆内构件下部防断支承组件是反应堆堆内构件中堆芯下部支承结构的一个重要组成部分，它位于堆芯吊篮组件的下面，并处于堆内流场中复杂的流体交混区，为保持防断组件的结构完整性，必须对其进行流致振动分析。本文以某300MWe反应堆堆内构件防断组件为研究对象，研究了随机湍动力、拟静态湍动力、旋涡脱落、吊篮运动等流体激励机理对防断组件流致振动的影响。用SRSS法对各激励机理作用下防断组件的各阶动态反应进行组合后，计算了由于流致振动引起的结构动态载荷，为防断组件的应力分析与评定提供了依据。     

方形封闭旁支管流致声共振实验研究

流致声共振是发生在特定结构中的流场与声场相互作用的现象。针对方形封闭旁支管结构的声共振特征开展实验,研究了主管道流速和旁支管长度对封闭旁支管声共振现象的影响,获得了声共振发生区域和压力脉动特征。实验研究的3种旁支管长度分别为L/d=5、6和7,实验的雷诺数Re=2.74×10⁴~2.429×10⁵,马赫数Ma=0.025~0.218。研究结果表明,声共振频率随流速的增加表现出频率锁定特征,随旁支管长度的增大,共振工况声压幅值降低,声共振频率降低。在本实验结构中,声共振现象发生在斯特鲁哈数为0.3~0.6和0.7~1.0的区域内。     

燃料组件在地震和失水工况下的结构动力反应分析

反应堆堆芯燃料组件是核电厂中的核心部件,在核电厂地震和失水事故联合作用下进行详细动力分析与评定,是核电厂设计规范和安全评审的要求.本研究重点是在近20年有关燃料组件地震加失水事故下反应分析和试验研究基础上进行的综合性研究,形成完整的分析和评定系统.该研究成果已成功地应用在秦山、PC两座核电厂的设计分析和安全评审中,对我国自主开展百万千瓦级先进压水堆核电厂主设备在地震加失水事故下的设计和安全分析具有良好的推广和应用前景.     

抗振条面内接触刚度对蒸汽发生器传热管流致振动的影响

流弹性失稳是引起蒸汽发生器传热管管束失效的一种主要原因。在相同流场条件下,传热管是否出现流弹性失稳与其模态频率直接相关。在实际结构中,抗振条对U型传热管弯管段面内支撑机理与面外的方向上不同,是通过摩擦约束实现的。这使得在模态分析计算中,传热管弯管段支撑处的边界条件设置非常重要。本文将传热管与抗振条接触点处的面外边界条件假设为简支,而在面内方向上用弹簧来模拟抗振条对传热管的摩擦约束。同时,通过改变弹簧刚度,讨论了不同强弱的面内支撑对传热管流致振动的影响。分析结果表明,当抗振条与传热管面内接触刚度较弱时,面内流弹性失稳可能较面外流弹性失稳出现得更早。     

核电厂主设备在地震加失水事故下的结构反应分析研究

核电厂主设备是核电厂的关键设备.对反应堆堆内构件、控制棒驱动系统、燃料组件和蒸汽发生器传热管等设备进行地震加失水事故联合作用下详细的动力分析与评定,是核电厂设计规范和安全审查的要求.上海核工程研究设计院在主设备的地震加失水事故下反应分析和试验研究的基础上,将主设备作为一个总体进行分析,从而形成一个完整的分析和评定系统.该研究成果已应用于秦山、PC两座核电厂的设计分析和安全评审中,对我国自主开展百万级先进压水堆核电厂主设备在地震加失水事故下的设计和安全分析具有良好的推广和应用前景.     

高速旋转柔性矩形薄板的动力学建模和近似算法

研究了做高速旋转柔性矩形薄板的耦合动力学建模理论和模态截断法的应用.从连续介质力学中关于柔性薄板的变形理论出发,找出了由于在结构动力学中对无大范围运动柔性薄板的动力学性质影响很小而被忽略的变形量.基于Jourdain速度变分原理,先推导出做高速旋转薄板的动力学连续变分方程,再用有限元法对柔性薄板进行离散.因为用有限元离散时,柔性薄板的广义坐标规模较大,故仿真计算需要时间较长,所以模态截断法被用来缩减广义坐标数量,提高计算效率.此外通过对有限元法和模态截断法的计算结果进行比较,揭示了当矩形薄板作高速旋转时,模态截断法截取低阶模态时会引起误差,选取更高的模态可以用来提高计算精度,通过数值对比得到了模态截断的规律.     

CFD方法在压水堆安全分析中的应用现状和发展趋势

为更好地利用CFD方法解决压水堆安全分析问题,简要介绍CFD方法,着重阐述其在硼稀释、混合和热分层以及受压热冲击等压水堆安全分析问题的应用现状,并提出CFD与系统程序的耦合计算、流固耦合计算和CFD与中子动力学程序的耦合计算将是CFD方法在该领域的发展重点.     

核电厂设备抗震设计标准功率谱密度的生成方法

对于核电厂设备抗震设计的输入地震波,通常要求其同时包络目标反应谱（RRS）和标准功率谱密度（PSD）,然而目前国内外对标准PSD缺少统一的算法。在美国核管会标准审查大纲（SRP）3.7.1建议的标准PSD生成方法基础上,优化了迭代过程,提出了一个改进的标准PSD合成方法,并在2个核电设备RRS算例上实现了该方法。结果显示改进的标准PSD生成方法与RRS匹配程度较高,同时计算快速、简便,收敛精度与基于随机振动理论方法计算的结果相似,此法可以作为核电厂设备抗震设计输入人工地震波的标准PSD检验依据。