核反应堆地震和失水事故下结构动力分析研究

对核反应堆在地震和失水事故下结构动力分析开展了研究,包括反应堆和蒸汽发生器在失水事故下的瞬态卸压载荷分析研究、反应堆结构动力响应分析研究和燃料组件动力响应分析评定研究.形成了一套可用于新核电站反应堆结构设计的完整的设计分析和计算软件系统,并已在秦山核电二期工程和CNP1000反应堆结构设计中得以应用     

脉冲反应堆失水事故分析

针对脉冲反应堆的特点,建立了脉冲反应堆失水事故的数学模型,编制了脉冲堆失水事故仿真分析软件ＸＰＲＯＬＣＡ。该软件具有可视化的图形人－机界面接口和实时仿真功能。利用ＸＰＲ－ＬＯＣＡ对西安脉冲堆的失水事故进行了分析计算。     

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.     

基于动力人工边界的核电工程地震响应分析

动力人工边界是采用3D有限元技术解决地基动力问题的必要手段。采用粘弹性边界模型和透射边界模型,选取中国北方某典型核电工程实例进行地震响应分析,并将2种复杂人工地基边界模型的结果同简化均匀地基模型的分析结果进行对比,以比较不同分析模型在模拟复杂地基动力效应方面的差异。     

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.     

秦山核电二期工程失水事故分析

失水事故是核电站设计的基准事故之一,是压水堆事故分析关注的重点.本文概括介绍了秦山核电二期工程的失水事故分析及分析计算所使用的计算程序;简要地描述了MEFRA-1等计算程序的特点.重点介绍了大破口失水事故分析,给出了分析计算的主要假设条件和分析计算结果.分析计算表明,大破口失水事故工况下,燃料元件最大峰值包壳表面温度为1092.56℃,秦山核电二期工程的安全注射系统能保证该核电站在发生失水事故时的安全.     

美国又发生一起反应堆失水事故

【英国《新科学家》1985年7月11日第21页报道】美国的一座与三里岛核电站基本一样的核电站,发生了与1979年三里岛事故非常相似的事故。这个位于俄亥俄州的戴维斯-贝西核电站的压水堆,是由 Babcock·Wilcox 公司承建,由 ToledoEdison 公司运行的。这起失水事故发生在6月9日。     

失水事故下一回路水动力载荷分析

以M310反应堆冷却剂系统为对象,在计算假想失水事故(LOCA)时的一回路水动力载荷的基础上,着重分析了破口打开时间、破口面积、打开方式等破口假设特性对一回路管道、蒸汽发生器一次侧的水动力载荷的影响,并对主管道破口和辅助管道接管嘴破口下的水动力结果进行了对比分析。结果表明破口面积是影响失水事故下一回路管道和主设备上的水动力载荷的关键因素之一,辅助接管嘴破口下产生的水动力载荷与主管道上的破口产生的水动力载荷量级相当;蒸汽发生器(SG)出口接管嘴破口下SG一次侧的水动力载荷较入口接管嘴破口下的水动力载荷波动更明显。此外失水事故后蒸汽发生器隔板受到的压差远大于稳态运行下的压差值,因而在隔板设计时必须予以考虑。本文的研究成果对新堆型研发中的一回路LOCA水动力载荷分析有重要的参考价值。     

大亚湾核电厂反应堆厂房地震响应分析评估

大亚湾核电厂核反应堆厂房的抗震分析基本沿用法国M310型机组的标准分析方法（RCC—G）,对于土-结构相互作用（SSI）效应的考虑,采用简化的阻抗函数法。本文拟采用新的相对精确的基于Green函数的三维连续半空间边界子结构法考虑地基岩土的作用,进行SSI耦合系统的地震响应分析计算,并将计算的楼层反应谱（FRS）同设计值进行比较,对设计方法及其结果的趋向性（偏于安全／或不安全）进行评估。结果表明,与基于三维连续半空间边界子结构法的计算结果相比较,电厂设计偏于安全。     

失水事故中反应堆堆芯再淹没数学模型

在分析和比较前人现有工作的基础上,提出了一个新的失水事故后堆芯底部再淹没过程的再润湿模型。本模型分别采用了考虑夹带的两流体方程和二维导热方程来描述两相流热工水力特性和壁面导热特性。这个模型的特点是定义了一个聚冷前沿附近的过渡区传热,从而回避了采用至今仍很容易混淆的骤冷温度、淬火温度和Ｌｅｉｄｅｎｆｒｏｓｔ温度,便于工程应用。在经过进一步验证之后,该模型将补充到ＴＲＡＣ程序中,扩充其预测能力。     

反应堆堆内构件在地震加失水事故下的结构反应分析研究

对反应堆堆内构件进行地震加失水事故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.压水反应堆堆内构件具有较强的非线性,它的非线性体现在部件间存在的间隙和部件的变刚度结构.本文应用ANSYS程序中的时程分析法和模态叠加分析法解决带有间隙的梁之间的碰撞,以模型试验结果考核计算方法的可靠性.在此基础上建立堆内构件的有限元非线性计算模型,应用ANSYS程序进行求解,得出一些有重要意义的结论.     

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。     

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。     

压水堆核电站大破口失水事故分析

压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值(PCT)最高,且长时间维持在较高温度,此条件下反应堆最危险。计算结果表明,事故发生后,一回路压力迅速下降,堆芯冷却剂的流动性变差,导致堆芯裸露,燃料包壳温度又重新回升。通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作,能保证燃料元件包壳温度不超过1 204℃的限值。     

压水堆核电站大破口失水事故分析

压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值（PCT）最高,且长时间维持在较高温度,此条件下反应堆最危险。计算结果表明,事故发生后,一回路压力迅速下降,堆芯冷却剂的流动性变差,导致堆芯裸露,燃料包壳温度又重新回升。通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作,能保证燃料元件包壳温度不超过1204 ℃的限值。     

失水事故引起反应堆堆内结构动响应分析的声学有限元方法

失水事故引起的反应堆堆内结构动响应是反应堆结构动力学的重要问题。现有的分析计算方法主要是基于计算流体动力学(Computation Fluid Dynamics,CFD)的单向/双向流固耦合分析方法,数值预测精度较高但计算成本过高。本文基于以流体和固体位移和流体压力为基本未知量的势流体声学有限元理论,采用商用有限元软件ADINA和流固界面共节点网格技术,对德国HDR(Heiss Dampf Reaktor)实验堆V32破口失水事故进行了数值模拟。声学有限元-结构耦合计算结果与文献中的实验测试结果和基于CFD的双向流固耦合结果吻合良好,但比CFD方法更易于实现且具有较高的计算效率。研究结果为反应堆失水事故下堆内结构动响应提供了一种简单而高效的分析方法。     

反应堆压力容器在典型事故工况下的结构完整性评估

以反应堆压力容器(RPV)堆芯带区和入口接管为研究对象,建立断裂力学有限元分析模型,以典型事故瞬态的详细热工水力分析结果作为输入条件,对其进行瞬态温度场分析和应力分析。结合RPV辐照脆化计算结果,采用确定性断裂力学分析方法,对RPV在4种典型瞬态下的结构完整性进行了分析评估。分析结果表明,40年寿期内,关注区域不会发生脆性断裂失效,但要关注冷却剂温度变化速率大的瞬态。     

堆芯跌落事故下反应堆结构功能性评定

堆芯跌落事故会造成堆芯吊篮及支承结构跌落并对压力容器内表面形成冲击,为保证反应堆功能完整性,采用Ludwik扩展来拟合材料应力–应变曲线,考虑堆芯自重、浮力、热膨胀等因素的影响,计算了材料在冷态和热态条件下的应变率,求得堆芯跌落引起的冲击载荷为8294482 N(冷态)和6064537 N(热态),小于压力容器可承受的许用冲击载荷。求得跌落高度为47.44 mm(冷态)和27.63 mm(热态),小于堆芯上板定位销与燃料组件有效配合长度。对受压组件进行了稳定性分析,均不发生屈曲现象。评定结果表明堆芯跌落事故不会影响堆芯功能性。