高频地震激励对核级阀门危害性分析

利用试验和修正后的集中质量有限元模型预测安装在管道中阀门在不同频率成分地震激励下的响应,研究高频地震激励对管道中质量较大核级阀门的危害性。研究结果表明：高频地震激励对核级阀门的危害在于使阀门以其自身固有振型发生共振,此时阀门顶部取代阀门与管道连接位置成为阀门中响应最大的位置,这会导致安装于阀门顶端的驱动机构遭受苛刻的地震工况。增加管道阻尼和阀门刚度能有效降低高频激励对阀门的危害,但增加阀门刚度会导致管道响应增大。利用等效静力法对阀门进行抗震鉴定时,分析结果对阀体水平部位内力估计不足,对阀体垂直部分、阀盖等阀门上部构件的内力估计结果具有较大裕度。     

关于核级设备的静动态抗震试验的思考

核级设备必须通过抗震鉴定,抗震试验是能动设备的主要鉴定方法.美国ASME QME-1-2002提出可采用静力法.本工作论述静力法的使用要点、前提条件和使用限制,并提出静力法适用范围的建议.     

基于虚拟激励的滞变支撑耦合结构的随机地震响应分析

相邻结构问的滞变支撑连接能有效缓解结构的地震响应.国际上广泛采用基于求解Lyapunov微分方程的随机振动法解决该类问题.Lyapunov法的地震输入局限于散粒噪声,限制了该方法的工程运用.本文假设结构始终保持线弹性,用Bouc-Wen模型模拟非线性滞变恢复力,通过扩阶、降阶矩阵的使用,结合随机等效线性化法,导出滞变支...     

基于WORKBENCH的核级三通阀门抗震分析研究

核电阀门的抗震性能是衡量其安全可靠性的重要指标之一。本文针对一种核一级三通阀门进行了抗震性能分析。首先,针对预应力对阀门的固有频率的影响进行了分析探讨;其次,提出了三通阀门的边界载荷施加方法并基于workbench软件进行了计算;最后,根据RCC-M应力评价规范,在阀门组件危险点处划定路径并进行评定。结果表明,所划定的4条危险路径应力分布均未超过阀门所能承受的应力极限值,即所设计的阀门符合设计规范,能够满足工况要求。论文分析结果为该类核一级三通阀门的抗震分析以及进一步结构优化设计提供了参考依据。     

基于随机模拟一致危险性谱的核电厂抗震性能分析

为改善概率地震危险性分析对震源传播特性考虑的不足,提出采用随机模拟与概率地震危险性分析结合的方法,充分考虑反应谱生成中震源机制、传播路径和场地效应等影响,生成更为精确的一致危险性谱。结合核电厂具体场地条件对场地近两千年的历史地震进行模拟,并生成同一超越概率下的一致危险性谱（UHS）。为了比较已有的厂址谱（SL-2）和安评报告中的UHS及美国RG1.60谱所生成的地震动对结构抗震性能的影响,以某核电结构为例,建立三维有限元模型,进行动力时程分析。结果表明：不同反应谱对结构的动力响应差别较大,UHS与SL-2对结构的响应较为接近,且略大于SL-2,但小于美国RG1.60谱。基于随机模拟方法生成的一致危险性谱可为核电厂抗震设计提供参考。     

关于核安全2、3级泵抗震分析中几个关键问题的讨论

讨论了核安全2、3级泵在地震、自重、内压和接管等载荷作用下的结构完整性和可运行性评价中的几个关键问题,提出了在抗震分析中采用实体单元代替壳、梁单元并增加局部最大应力的限值,以及对锚固螺栓的完整性校核进行规范等改进建议.     

核安全级阀门部件的抗震鉴定试验分析和实施

对国产核安全级K2、K3类电磁阀和行程开关进行了一系列的核级鉴定试验。介绍被鉴定设备抗地震试验的试验条件和试验要求,结合被鉴定设备实际情况,优选通用器件谱进行抗地震模拟试验。为确保设备在地震期间运行的安全可靠性,研制了电磁阀的相关负载回路及行程开关的触点抖动监测装置,在试验过程中对电磁阀进行可运行性操作试验、对开关触点进行抖动监测,试验条件及结果完全满足要求。     

核电厂高压给水加热器应急疏水阀控制方案改进及应用

核电厂高压给水加热器系统的应急疏水阀用于加热器的水位控制。本文根据某核电厂的经验反馈，对CPR100机组应急疏水阀的控制逻辑进行优化。试验结果表明，优化后的控制方案实施效果良好，高压给水加热器水位在瞬态过程中的较大扰动下能迅速稳定。     

CPR1000全厂断电叠加蒸汽发生器安全阀误开启事故引起的严重事故分析

利用MELCOR程序对CPR1000全厂断电叠加蒸汽发生器(SG)安全阀误开启事故引发的严重事故进行建模与分析,初步实现了对CPR1000严重事故进程的仿真计算与模拟。文中重点分析了无轴封泄漏和辅助给水、有轴封泄漏和辅助给水、有轴封泄漏但无辅助给水3种不同假设条件下CPR1000全厂断电严重事故的响应进程和结果。计算结果显示,SG安全阀误开启对事故进程有重要影响。在无轴封泄漏和辅助给水的情况下,压力容器在9576 s失效;当存在辅助给水时,压力容器失效延后近30000 s;而当存在轴封泄漏时,压力容器失效延后50 s左右。结果证明了发生全场断电叠加SG安全阀误开启事故情况下辅助给水和轴封泄漏对事故起到有效缓解作用。     

旋启式止回阀关阀水锤优化分析

建立了双泵并联给水系统数学物理模型,针对旋启式止回阀关闭过程中形成的水锤进行编程计算,分析作用在止回阀阀板上的力矩以及阻尼扭簧力矩对关阀水锤的影响。结果表明：在双泵并联给水系统中,旋启式止回阀在关闭时会产生明显水锤,作用在阀板上的力矩对水锤的作用效果有一定影响,选择合适的止回阀阀板材料以及加装合适的弹簧可有效缓解水锤危害。     

核阀阀瓣激光熔覆层显微组织和耐高温磨损性能研究

应用 5kW横流CO2 激光器对核阀阀瓣密封面进行Co基合金的激光熔覆处理 ,对激光熔覆层和等离子熔涂涂层进行了显微组织分析和抗高温冲击滑动磨损性能对比试验研究。结果表明 :激光熔覆层的组织细密均匀 ,气孔、夹杂物少 ,稀释率低 ,其抗高温冲击滑动磨损性能明显高于等离子熔涂工艺。     

1E级安全壳内用电动机鉴定的核安全审查

对压水堆核电厂1E级安全壳内电动机的鉴定过程和鉴定文件进行审查,要求对鉴定试验结果与标准法规的符合性以及与安全壳内环境要求的一致性做出评价。首先介绍1E级安全壳内用电动机的老化试验、设计基准事故试验等主要鉴定试验,对随后审查过程中遇到的典型问题进行分析,并将IEEE 334与RCC-E两套标准进行对比探讨。     

地震响应反演核电管道中结构参数方法对比研究

本文研究了以地震响应与地震激励的比值和管道振动控制方程误差为目标特征值时,利用地震响应反演管道中结构参数的可行性与差异。推导了两种方法可通用的迭代数学模型,利用地震响应反演某管道有限元模型中的结构参数。结果表明：合适条件下二者反演结果具有类似的精度,但基于地震响应与地震激励比值的方法具有更高的鲁棒性,适合使用位移响应;基于振动控制方程误差的方法对反演参数初始估计的依赖性更低,适合使用加速度响应。     

外加高频电场对核径迹化学蚀刻过程及微孔形态影响研究

为研究聚对苯二甲酸乙二醇酯（PET）单面蚀刻的详细过程,利用自制蚀刻装置的电流信号对核孔膜单面蚀刻过程进行监测。对装置的本底电流进行研究分析,发现本底电流主要由装置中的电容控制,受膜厚影响,与温度无关。利用装置的电流信号对蚀刻过程进行了记录,根据电流信号的变化可将整个蚀刻过程分为3个阶段。综合研究了外加高频交流电场的有无及强度对蚀刻过程、通孔时间及核孔膜微孔孔形的影响。发现高频交流电场的存在使通孔时间缩短;在相同的蚀刻条件下,孔形更接近柱形,且这两种作用随着电场强度的增加而加强,并在10V/cm的电场强度附近时达到饱和。     

小型堆安全壳在地震激励下的动力响应分析

小型核反应堆(小型堆)因具有模块化、高灵敏性及安全性等优良特性备受关注,其安全壳结构在地震作用时的动力特性对小型堆的安全性评定有着重大影响作用。将小型堆安全壳用ABAQUS软件建立三维有限元模型并模拟非线性抗震分析,模拟在地震作用下小型堆安全壳模型的频率、振型和加速度及位移等动力特性,对比前16阶振型和频率,表明安全壳的1和2阶、3和4阶等阶次的振动频率分别接近且主要振动方向为水平方向。同时以峰值分别为02g、03g与04g的地震动作为荷载输入,得到3种加速度峰值作用时预应力钢束和混凝土安全壳结构的最大主应力云图,对比发现3种地震峰值作用下混凝土安全壳的最大主应力均小于抗拉强度标准值265 MPa,且最大主应力主要集中分布在安全壳结构的闸门孔周边及基础相连的底部附近。最后对比安全壳结构的加速度与位移响应,评定结果表明在极限地震动作用下小型堆安全壳结构具有良好的安全性。     

三向地震载荷下HTR-10厂房土壤-结构相互作用分析

土壤-结构相互作用（SSI）会影响核电厂厂房的地震响应。本文充分考虑SSI效应的影响,对10 MW高温气冷堆（HTR-10）厂房在三向地震载荷下的响应进行了分析。建立了土壤-结构耦合有限元模型,通过构造人工边界实现对地震波在无限域内传播过程的模拟,并对模型的准确性进行了验证。利用该模型计算了HTR-10厂房的地震响应,并对不同楼层的反应谱计算结果进行了分析。对于水平向反应谱,各楼层的反应谱谱型类似,SSI影响规律基本一致。在竖直方向上,结构的响应特点与楼板自身的竖向频率特性有明显关系,不同楼板的响应差别较大。一般情况下,SSI效应对竖向响应有抑制作用,且随着楼层增加更为明显。当楼板与土壤的固有频率接近时,竖向响应与其他楼层相比会有显著放大。     

多模块高温气冷堆地震概率安全分析关键技术研究

高温气冷堆核电厂采取多个反应堆模块匹配1个汽轮机的设计方式,即1台高温气冷堆机组会包含多个反应堆模块,这使多个高温气冷堆模块在地震外部事件下存在明显的相关性,因此在利用概率风险分析方法来全面地识别和评价高温气冷堆的地震风险时,需要从机组的角度充分考虑和模化机组内多个反应堆模块间的相关性。高温气冷堆示范电站已完成了较为完整的单模块地震概率安全分析,本文将以该分析结果为基础梳理出高温气冷堆多模块地震概率安全分析的关键技术要素并进行研究,研究内容包括多模块事件序列建模和地震相关性失效评价等关键技术,并针对多模块高温气冷堆提出了应用策略。然后以双模块设计的高温气冷堆示范电站为对象,以地震导致丧失厂外电始发事件为代表,对多模块高温气冷堆地震概率安全分析进行了实例分析获得远低于概率安全目标的释放类频率,且分析得到了高温气冷堆多模块事件序列建模策略与地震相关性失效的评价路线可行这一重要结论。     

运行核电厂抗震裕度评价研究

抗震裕度评价是对核电厂应对超过设计基准地震能力的评价,特别是日本福岛核事故发生后,评价核电厂应对超过设计基准外部事件时的安全裕量、优化和落实改进措施、提高改进措施的有效性就显得尤为重要。本文通过研究国际上广泛采用的抗震裕度评价方法,最终选定EPRI SMA方法对秦山第二核电厂进行抗震裕量分析。分析结果表明：秦山第二核电厂满足1.5倍SSE的抗震裕度要求,具有较强的抗震能力。     

核设备抗震鉴定试验中的功率谱密度问题

国家核安全局于1995年发布了《核设备抗震鉴定试验指南》（HAF·J0053）,对我国核设备抗震鉴定工作起到了很好的指导作用.《指南》的“多频波法”要求“由每个人工加速度时程计算出的在频率0.3Hz至24Hz范围内的功率谱密度（PSD）曲线必须包络由要求反应谱计算出的对应频率范围的功率谱密度80％的曲线”.但如何根据“要求反应谱”推导出具有合理保守性的可接受的“功率谱密度”是至今尚未解决的问题,这给核安全监管工作带来很大困惑.本文首先从编制《指南》的主要参考蓝本入手,分析了功率谱密度要求的意义及必要性;然后从反应谱和功率谱密度的定义和计算方法着手,结合“合理保守性”的监管原则,探讨从“要求反应谱”推导“最低可接受功率谱密度”的方法;最后,对我国今后相关的规范标准制定和修订工作以及核安全监管工作提出建议.     

核级阀门流体阻断试验技术研究

在试验装置上开展了压水堆运行参数范围内动力驱动阀门的流体阻断试验研究和止回阀的动态逆流与静态逆流试验研究。试验结果表明：开展动力驱动阀门流体阻断试验时,在设施能力不足的情况下可将阀门开启度适当减小,也能验证阀门阻断流体的能力;止回阀静态逆流试验相较于动态逆流试验能更苛刻地考验止回阀的阻断性能。本文结果可为开展同类验证试验在试验方法的选取上提供依据。