CAP1400堆内构件流致振动试验模拟件的设计

CAP1400反应堆堆内构件为原型类堆内构件.为了验证CAP1400反应堆堆内构件的结构的完整性和堆内构件流致振动评价提供依据,有必要进行反应堆堆内构件流致振动模拟试验.堆内构件流致振动模拟试验通常采用缩小比例的比例模型.模型比例、模型相似关系和模型简化设计是模拟试验的重要组成部分.对模型比例主要考虑因素、比例模型遵守的相似关系及主要模拟试验试验件简化设计进行了详细的描述.试验件的简化不仅能降低模拟试验的制造成本,而且能获得相对准确的实验数据.     

反应堆堆内构件流致振动试验的极值载荷分析

应用极值载荷分布法分析了泰山６００ＭＷ核电站反应堆堆内构件流致振动试验的实例载荷，得出的设计寿命期４０年内，流致振动对堆内构件疲劳寿命的影响可以忽略不计，同时为堆内构件流致振动试验时间的确定，提供了有价值的参考数据。     

秦山核电二期工程反应堆堆内构件流致振动试验

对秦山核电二期工程反应堆堆内构件在热态功能试验期间的流致振动进行了测量,将测量数据与理论预计的振动值进行比较.结果表明二者符合较好.由此确定了堆内构件在正常工况下的振动强度,并为堆内构件流致振动综合评价提供了依据.本文介绍了该试验的的方法与结果分析,实测结果和理论分析的验证表明,秦山核电二期工程反应堆堆内构件流致振动性能完全满足安全要求.     

堆内构件流致振动试验支承多目标优化设计

为充分提升材料利用率和避开堆内构件基阶频率,针对堆内构件流致振动（FIV）试验支承结构开展了基于多目标优化算法的参数寻优研究。首先建立了支承有限元模型,并将支承质量、最大应力强度和基阶频率作为优化目标,然后通过加强帕累托进化算法（SPEA-Ⅱ）对多目标优化问题进行了全局寻优,最终得到输入与输出参数间的全局敏感度和帕累托解集,并给出了可行的支承设计方案。通过对支承开展多目标优化,在保证结构强度的同时显著降低了制造成本,相关研究可为类似的支承设计提供参考。     

秦山核电二期工程反应堆堆内构件模型流致振动试验研究

秦山核电二期工程是我国自行设计的第一个600MW级核电站,有必要进行反应堆堆内构件流致振动试验研究.本文介绍了按相似准则设计的实堆15的堆内构件试验模型,进行流致振动试验采用的试验方法,完成的试验内容以及试验数据的分析和处理.测得了吊篮结构在冷却剂流动冲刷下的脉动压力和各种响应参数.试验结果可用于秦山核电二期工程安全评审,并提供了吊篮流致振动响应计算的载荷谱和实堆振动监测、故障诊断的参考样本.     

秦山核电二期工程反应堆堆内构件流致振动综合评价

为了保证秦山核电二期工程反应堆堆内构件的结构完整性,对其流致振动行为进行了综合评价.评价内容包括理论分析、比例模型试验研究、现场实测和热态功能试验前后的全面检查.评价结果表明,秦山核电二期工程堆内构件流致振动行为完全满足安全要求.     

华龙一号堆内构件流致振动现场实测测点布置论证

为保证华龙一号堆内构件的结构完整性,在华龙一号首堆(福清核电厂5号机组)热态功能试验期间应对堆内构件的流致振动行为迚行现场实堆测量,幵且需对现场实堆测量中涉及的实测测点布置迚行论证分析。本文将华龙一号堆内构件与M310堆型堆内构件的结构和流场迚行了对比,得出需要布置测点的新结构位置以及相同结构的薄弱位置;通过对华龙一号堆内构件比例模型试验结果的分析,找出流致振动相对薄弱的结构,在实堆上重点布点测量薄弱结构,其余位置在实堆上考虑少量测点迚行验证性测量;对于以上提到的薄弱位置以及考虑到实堆感应器测点失校的可能性,适当地考虑测点的冗余。通过与同类核电厂流致振动测量的比较,结果表明,华龙一号确定的测量结构、测点布置合理,幵且该测点布置斱案已在福清核电厂5号机组实施。     

华龙一号堆内构件流致振动试验研究

本项研究采用试验研究和理论分析相结合的方法对堆内构件流致振动进行了研究。根据流致振动试验的相似准则,完成了1:5试验模型设计,按照美国核管会RG1.20的要求进行试验研究及有限元分析计算。试验研究解决了传感器布置的多项技术难题,获得了大量、完整、可靠的试验数据。结合流致振动试验数据对堆内构件进行流致振动响应计算。最后利用试验和计算分析相结合的方法完成了堆内构件关键部件流致振动疲劳强度的评估。研究方法对后续的流致振动试验研究具有重要的参考价值。     

秦山核电二期工程1#反应堆堆内构件流致振动现场实测

秦山核电二期工程反应堆堆内构件是以大亚湾核电站为有效原型堆的非原型Ⅱ类,有必要在热态功能试验(HFT)期间进行堆内构件流致振动的有限实测,中国核动力院在国内首次完成了现场实测,获得了实堆吊篮和导向筒结构在冷却剂流动冲刷下的加速度和应变响应,并将实测结果与理论计算值、15模型试验结果进行了比较.结果表明,实测结果与理论计算值、15模型试验结果符合得较好.     

CARR堆内三维流场分析及堆内构件流致振动分析

CARR是一座轻水慢化和冷却、重水做反射层、反中子阱型池内罐式多用途反应堆。堆内部件     

反应堆压力容器上部堆内支承构件的流致振动分析

核电厂运行工况下,反应堆压力容器(RPV)上部堆内支承构件处在一个高速的横向流流场中。在横向流作用下,RPV上部堆内支承构件产生明显的振动。这类振动行为体现在涡旋导致的结构振动和流弹不稳定。研究RPV上部堆内支承构件在横向流作用下的振动行为特性,并根据ASME规范对其进行流致振动分析评定。研究结果表明:特定结构在冷启堆或冷停堆时更容易产生流致振动,而非在满功率运行工况下。     

CAP1000反应堆堆内构件在直接安注下流动传热特性研究

在CAP1000反应堆中,使用了压力容器直接安全注射方式。由于安全注射管嘴和堆内构件的布置方式可能导致堆内构件承受较强的低温水影响,本文研究了吊篮外壁上布置的关键部件的表面温度分布及对流换热能力。使用缩比模型实验测量了堆内构件关键部位在不同安全注射条件下的壁面温度分布和换热系数,使用数值分析获得了堆内构件表面整体温度分布和换热系数。研究得到了辐照监督管顶部等危险区域上几个关键点的壁面温度和换热系数与安全注射条件间的无量纲关联式。      

CAP1400反应堆吊篮与围筒旁通流特性实验研究

对CAP1400反应堆的吊篮与围筒旁通流量进行实验研究,研究了不同直径的围筒底板开孔下旁流腔的阻力特性及对应原型堆堆芯压降下的旁流份额。研究结果表明,当围筒底板开孔直径大于等于1.2倍的最小实验测量直径时,旁流腔的流量份额超过了对应原型堆堆芯压降下总流量的0.5%,其余孔径下旁流腔的流量份额均小于对应原型堆堆芯压降下总流量的0.5%。     

反应堆堆内构件流致振动试验研究综述

简要描述了近年来完成的多个反应堆的堆内构件流致振动试验研究工作,以及按照美国核管会导则R.G.1.20的要求对结构进行的流致振动综合评价。内容包括秦山核电厂二期反应堆堆内构件流致振动综合评价、ACP1000堆内构件模型流致振动试验研究、华龙一号的流致振动评价计划,也介绍了流致振动分析工作的进展等。在完成这些研究工作的基础上,总结反应堆结构流致振动经验,探讨流致振动综合评价问题,最后对国内流致振动未来的研究工作进行展望。     

CAP1400数值反应堆系统关键技术研究及示范应用

本文系统介绍了“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”国家科技重大专项课题“CAP1400数值反应堆关键技术研究”的主要研究成果。课题首先分别开发了基于确定论方法和蒙特卡罗方法的高保真堆芯物理计算程序,然后开发了pin by pin先进子通道分析程序和基于精细网格的燃料棒性能分析程序,以此为基础建立了物理 热工 燃料性能多物理耦合的CAP1400数值反应堆系统。利用国际基准题VERA、AP1000启动物理实验参数对数值反应堆系统进行了验证和确认,并进一步实现了CAP1400大型先进压水堆的启动物理参数、循环模拟分析和部分功率能力分析的示范应用。数值结果表明,所开发的数值反应堆关键分析软件具有很高的计算精度,可直接服务于CAP1400的设计验证、物理启动和运行支持。     

反应堆堆内构件动态特性试验研究分析

介绍了反应堆试验模型主要部件在空气中和静水中进行的动态特性试验,包括所用的测量系统、试验原理、试验方法和得到的试验结果。并对试验结果进行了分析,说明了试验结果的合理性。     

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。