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     

反应堆系统LOCA非线性动力分析

介绍秦山核电二期工程反应堆系统在一回路管理系统假想的失水事故（ＬＯＣＡ）发生时，系统在流体压力的瞬间变化产生的动态水力载荷作用下的非线性动力分析过程。文中着重介绍了反应堆系统中非线性因素的工程处理方法，非线性动力分析模型的建立和非线性动力学分析方法，对于系统ＬＯＣＡ动力响应及其在设计中的应用也 简要叙述。     

反应堆结构三维非线性抗冲击分析

建立三维非线性有限元模型,对反应堆结构进行抗冲击动力响应分析,克服了结构的间隙、接触、摩擦、阻尼、预紧、碰撞、流固耦合、连接刚度等非线性因素;对于吊篮与压力容器间的流固耦合作用,建立水动力质量矩阵,并采用ANSYS声单元验证其准确性;设置了三维的堆芯上下板,并建立了多组燃料组件模型,考虑其预紧、跳起、与围板的间隙及碰撞,并考虑水平与竖直方向的耦合,更加精确地模拟了反应堆结构动力响应;以3个方向的冲击加速度时程作为计算输入,得到了各部件的响应,为各部件应力分析及控制棒驱动线抗冲击试验提供输入。该方法为反应堆结构的三维动力响应分析提供借鉴。     

反应堆系统地震载荷下动力响应计算的不确定性分析

反应堆结构在地震载荷下的动力分析是反应堆系统安全设计的重要环节。反应堆系统的关键参数由于计算误差、制造工艺和安装过程中的随机和其他不可控误差影响,通常存在一定的不确定性。本文开展了反应堆系统中结构参数不确定性对地震载荷下系统动力响应的影响研究。应用最大熵原理,建立描述反应堆系统部件间接触刚度和间隙的概率密度分布函数。应用马尔科夫链蒙特卡洛采样（MCMC）技术,对系统关键参数进行采样,建立不同参数下地震响应的输入输出数据池,基于数据池考察反应堆系统不同位置和部件的动力响应分布。研究表明,上、下堆芯板附近的动力响应的不确定性存在不同分布。本文所述研究对评价反应堆系统地震分析模型的鲁棒性和动力响应结果的可靠性提供了定量分析手段。      

ACR-700核电厂小破口失水事故分析

针对加拿大AECL最新推出的ACR-700先进重水堆核电厂设计,建立CATHENA MOD3.5d重水堆热工水力系统分析程序的分析模型,并用该程序进行小破口失水事故下热传输系统和反应堆热工水力瞬态特性分析.主要分析重水堆核电厂对应反应堆入口集管、热传输泵吸入段及反应堆出口集管3种不同破口位置的典型的最不利事故工况,确定了导致最不利事故后果的破口面积,并给出主要的计算分析结果.     

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.     

燃料组件由AFA 2G改为AFA 3G对反应堆堆内构件地震响应的影响

建立燃料组件为AFA 2G和AFA 3G两种堆芯结构的反应堆非线性地震分析模型,采用ANAYS软件进行地震情况下的非线性时程动力分析研究,并对分析结果进行对比。结果表明:燃料组件由AFA 2G变为AFA 3G不用对反应堆堆内构件进行重新分析评定,只需要对燃料组件本身进行重新分析评定。     

反应堆冷却剂系统非线性地震分析方法研究

通过理论研究并结合反应堆冷却剂系统中的非线性因素,提出了采用虚拟激励和模态叠加相结合的非线性地震分析方法进行反应堆冷却剂系统地震分析,该方法能够避免阻尼比选取存在的问题,同时又考虑了非线性因素.     

反应堆结构的三维非线性地震分析

建立反应堆结构三维非线性有限元模型,采用总体瑞利阻尼、局部材料阻尼和弹簧单元阻尼相结合的方法解决部件间的阻尼差异问题,导出燃料组件的等效间隙与等效刚度计算公式并真实地模拟了带间隙的同心圆部件间的接触、动态变化的预紧力和摩擦效应。随后,以同时满足响应谱和功率谱包络性要求的非平稳地震位移时程作输入,开展反应堆结构的非线性地震分析,得到结构在安全停堆地震(SSE)下的地震响应,为反应堆结构的三维非线性抗震研究提供借鉴。     

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。     

上部气空间体积对一体化自然循环核供热堆的性能影响

以清华大学的摩洛哥海水淡化项目(NHR-10)为原型,在保持功率不变、提高设计压力的情况下,对上部气空间的结构参数进行了分析和优化。用RETRAN-02程序建立了一体化自然循环核供热堆的分析模型,通过分析安全阀误开启、断管事故和负荷跟踪瞬态工况,研究上部气空间体积对核供热堆性能的影响。结果表明:在安全阀误开启、堆外断管事故中,堆芯失水量均随上部气空间体积的增大而增大;而在负荷跟踪瞬态工况中,上部气空间体积过小则会引起反应堆压力过高,从而影响反应堆安全。因此,在综合考虑反应堆运行和安全性的要求下,确定上部气空间的合理体积范围为1~2m3。     

液态重金属冷却剂晃动响应特性研究

铅基堆采用液态重金属冷却剂并具有池式布局的特点,与传统压水堆中冷却剂密度低、回路式布局相比,地震载荷作用下重金属冷却剂晃动对反应堆容器和堆内结构产生的冲击和振动模式显著不同。本文基于双向流固耦合的有限元方法,开展液态重金属反应堆的载液堆本体的地震响应分析,研究冷却剂类型、支撑形式和高径比等因素对堆容器内冷却剂晃动效应的影响。计算结果表明:液态重金属相对轻质冷却剂,其地震响应非等比增加,流体动力粘度对大尺寸反应堆的流固耦合作用不显著;不同支撑方式在支撑处有应力集中,整体表现为梁式振型对支撑方式不敏感;不同充液比激发的振动模态类似,充液比越小,最大应力强度点越往底封头集中。这些结果可为液态重金属反应堆的结构安全设计提供参数化依据。     

接触分析在反应堆结构设计中的应用

核反应堆结构中板和壳之间存在较多的接触问题.正确模拟接触物体间的刚度特性是建立反应堆动力分析模型的关键.本研究采用数值计算的方法,通过与试验数据比较,合理地选取接触算法和接触参数,研究核反应堆结构间接触物体的非线性刚度,完善数值计算方法.研究结果证明:采用增广拉格朗日(Lagrange)乘子法和平面应力模型分析板和壳之间的接触刚度能够较好地反映试验结果.     

小型自然循环铅基快堆固有安全性分析研究

自然循环反应堆一回路运行不需要设置驱动泵,具有结构简单、经济性好、固有安全性高等特点,是开发高安全性反应堆的重要发展方向。铅基冷却剂(铅或铅铋合金)的密度是水10倍以上,在相同温差下,铅基冷却剂的密度差比水更大,具有更好的自然循环能力,是设计自然循环反应堆的理想冷却剂。目前,国内外学者关于小型自然循环铅基快堆的研究主要集中于概念设计研究,关于该堆型的固有安全性研究较少,相关事故演化机理尚未明晰。本文在系统介绍小型自然循环铅基快堆的技术特点和研究现状的基础上,开展100 MW_(th)级小型自然循环铅基快堆无保护事故分析,深入探讨在极端假设事故工况下小型自然循环铅基快堆的固有安全性,为相关设计研究提供参考。     

反应堆结构三维非线性抗震分析研究

对反应堆结构抗震分析软件进行研究,编制必要的接口程序和载荷组合及敏感性分析程序,将抗震分析中的商用软件、国外引进软件和编制的载荷组合及敏感性分析程序等组合成一个软件系统。对反应堆结构三维非线性抗震分析的建模技术和分析技术进行研究,对采用三维非线性时程法进行反应堆结构抗震分析的必要性和可行性进行研究。建立反应堆结构三维非线性模型,利用ANSYS软件采用时程法中的直接积分法完成了反应堆结构抗震分析计算,给出了应力分析评定所需的载荷和控制棒驱动机构抗震鉴定试验所需的加速度时程。     

地震载荷下反应堆系统的不确定性量化

反应堆结构力学分析中,由于设计变更、制造安装、计算偏差等因素的影响,会导致力学分析关键输入参数存在一定的不确定性,这种不确定性将直接影响到动力响应、载荷分配与最终的力学评价结果。为量化参数不确定性对载荷计算的影响,本文采用不确定性量化的方法,以反应堆系统为研究对象,开展了地震载荷下系统关键结构参数对系统动力响应与载荷分配的不确定性量化研究。首先依据关键参数的基本特性,利用最大熵原理,建立了描述反应堆系统部件间接触刚度和间隙的概率密度函数。随后,应用马尔科夫链蒙特卡罗采样技术对系统关键参数进行采样,并通过有限元瞬态计算获得了输入输出数据池。最后,以样本数据为基础,考察了不确定性参数对部件动力响应统计分布的影响,开展了名义模型的可靠性与不确定性量化分析。研究发现,结构参数不确定性对系统响应的影响在不同部位、不同频域内呈现不同的分布。在考察名义模型的可靠性时应根据响应具体形式有针对性地进行量化。本文所提出的不确定性量化方法对核动力装置其他系统和设备的动力分析具有推广价值。     

地震载荷下反应堆系统的不确定性量化

反应堆结构力学分析中,由于设计变更、制造安装、计算偏差等因素的影响,会导致力学分析关键输入参数存在一定的不确定性,这种不确定性将直接影响到动力响应、载荷分配与最终的力学评价结果。为量化参数不确定性对载荷计算的影响,本文采用不确定性量化的方法,以反应堆系统为研究对象,开展了地震载荷下系统关键结构参数对系统动力响应与载荷分配的不确定性量化研究。首先依据关键参数的基本特性,利用最大熵原理,建立了描述反应堆系统部件间接触刚度和间隙的概率密度函数。随后,应用马尔科夫链蒙特卡罗采样技术对系统关键参数进行采样,并通过有限元瞬态计算获得了输入输出数据池。最后,以样本数据为基础,考察了不确定性参数对部件动力响应统计分布的影响,开展了名义模型的可靠性与不确定性量化分析。研究发现,结构参数不确定性对系统响应的影响在不同部位、不同频域内呈现不同的分布。在考察名义模型的可靠性时应根据响应具体形式有针对性地进行量化。本文所提出的不确定性量化方法对核动力装置其他系统和设备的动力分析具有推广价值。     

基于非支配排序遗传算法的辐射屏蔽多目标优化方法研究

为提高反应堆辐射屏蔽结构设计效率与设计性能,减少传统辐射屏蔽设计方法的主观经验影响。本文基于非支配排序遗传算法对反应堆屏蔽结构开展多目标优化方法研究,并开发了反应堆辐射屏蔽多目标优化计算分析程序;利用典型反应堆辐射屏蔽结构模型对此优化方法和计算程序开展了初步验证。结果表明,非支配遗传算法可正确有效地用于辐射屏蔽结构的设计,优化效果显著。     

基于无人潜航器中的热管冷却反应堆安全分析研究

以一种无人潜航器中搭载的紧凑型热管冷却反应堆为基础,建立并优化了一套完整的热管冷却反应堆安全分析模型,其中主要包含堆芯功率瞬变模型、高温热管冷态启动模型与二维热管网格模型,针对研究对象设计了事故工况下的非能动余热排出系统。基于上述模型,开发了热管冷却反应堆安全分析程序,并采用文献公开的冷态启动、稳定运行的实验数据与安全分析程序计算数据进行了对比验证。验证结果表明,程序计算结果与实验数据符合较好,证明了程序的准确性与预测结果的可靠性。使用程序针对研究对象进行了典型事故分析,计算得到了热阱丧失事故下,反应堆在事故发生后延迟3 s停堆与延迟6 s投入余热排出系统条件下峰值温度为1085 K,低于热管最高运行温度;计算得到了引入阶跃正反应性0.47$与线性引入反应性±0.05$下热管冷却反应堆温度的瞬态响应,最高温度低于热管最高运行温度,且在反馈调节作用下反应堆在更高功率水平下达到新的稳态,体现了反应堆设计方案的良好固有安全性。     

PRC-Ⅱ脉冲反应堆事故分析

介绍了PRC-Ⅱ脉冲反应堆(中国第二座脉冲反应堆)事故分析中所使用的计算模型、计算机程序、瞬态结果、敏感性研究、设计改进和安全评价。该堆建在人口稠密的城市内,它的安全性格外令人瞩目。为此,对几种假想的事故(提棒事故、弹棒事故和失水事故)进行了详细的计算、分析和评价。针对每种事故工况的机理和过程分别建立了一套复杂的数