清华大学 20MW实验研究堆堆内构件的动力学分析

清华大学20MW实验研究堆采用流行的紧凑堆芯设计模式，其堆内构件包括内外支撑筒、支承板、重水箱、堆芯组件部分。此项研究采用板壳、梁、杆等有限元单元的组合模型对堆内构件进行简化，建立了一个反映其结构特性的有限元整体模型；然后对其进行模态分析、响应谱分析以求得结构的模态参数和实际的厂区地震载荷下的最大响应；最近按照应力响应情况，评定了堆内构件结构设计的合理性。分析结果证明，在地震工况下，堆体结构的应力、位移响应满足安全要求。     

中国实验快堆堆内构件应力分析与评定

本文是中国实验快堆堆内构件主要部件的应力分析与评定汇总报告.主要构件包括堆内支承结构、堆芯支承结构、堆内热屏蔽等7类设备.堆内各部件采用有限元方法按其特点进行整体分析或部件分析.文章首先建立结构的计算模型,然后,对有限元计算模型进行在自重、流体流动压差、冷却剂流动引起的结构振动和温差载荷条件下的静态分析计算和结构的模态分析以及地震载荷下的动态分析.最后,按规范要求对堆内各结构在承受的各种载荷条件下进行载荷组合与评定.     

压水堆燃料组件附加质量仿真研究

为了准确探究反应堆冷却剂与燃料组件间存在流固耦合行为对燃料组件振动特性的影响,本文采用计算流体动力学（CFD）软件Fluent平台,运用其中的动态网格技术,以压水堆燃料组件为研究对象,通过建立燃料组件模拟棒束、堆芯围板以及冷却剂模型,实现燃料组件与堆芯围板分别单独运动工况的燃料组件附加质量计算。结果显示：燃料组件运动工况下,燃料组件附加质量系数均值为2.4712;围板运动工况下,燃料组件附加质量系数均值为–3.4713,均与文献值偏差小于5%。叠加附加质量后,燃料组件振动频率计算值与水中振动试验测试结果偏差小于5%,验证了分析方法的合理性。本研究建立的仿真计算方法能够用于压水堆燃料组件附加质量计算。     

高温气冷堆石墨堆芯结构双层模型抗震研究

石墨堆芯结构包围球床堆芯,是高温气冷堆的重要组成部分。为满足其长期安全可靠运行的要求,使其设计合理、完整性得到保证,对石墨堆芯结构的动力学响应和结构完整性进行了研究,揭示其在运行中承受各种载荷条件(特别是地震)下的动态响应。完成的石墨堆芯结构双层模型抗震台试验中,测量模型在各种地震作用下的动力特性变化;考核石墨结构的刚度(变形)、强度和位移;分析榫、键等石墨构件的受力变形状况,整体结构的扭转。统计石墨构件经抗震试验后的破损数量,并分析了其破坏原因;通过初步的试验和模拟对比分析,探讨了石墨结构动力学响应的主要影响因素。为今后完成更大比例更复杂石墨堆芯结构模型抗震研究奠定了基础。     

快堆燃料组件抗震分析流体附加质量计算方法研究

浸没在液态钠中的快堆堆芯组件在地震作用下发生振动,可能导致组件结构损坏或堆芯结构变形,从而影响反应堆结构完整性和安全.流体使该振动表现为强烈的非线性,因此,研究地震引起的流固耦合效应对快堆抗震分析十分重要.本文主要研究流固耦合问题中附加质量的计算方法,该方法由Westergaard首先提出,是一种考虑水体对结构作用的简化动力学计算方法,它将动水压力等效成质量附加在结构上,质量等效原则自提出在各行业得到广泛应用,但缺乏详细理论推导.本文首先推导出附加质量公式,并对该公式进行有效性分析;接着对单根和两根组件用CASTEM在空气和水中进行建模;最后将频率、碰撞力分别与试验值比较.结果表明,计算值和试验值吻合.     

压水堆燃料组件和其它浸入水中结构在地震响应中的水力耦合

对于浸入水中结构，例如压水堆燃料组件，其水力耦合在地震响应中的影响是不可忽略的。耦合的基本特征首先表现为与模型相一致的原则。在该模型中，流体的牵制性扮演了一个重要的角色。在高度拉伸结构间的平面耦合中使用丁有限元求解法、对于目前用于堆芯地震分析的单排燃料组件模型，基于横向排约束的耦合模型显示了其简单性．并且通过了计算和试验的验证，燃料贮藏架的情况也是相似的，但在应用中显得更复杂，同时简要地讨论了非线性的影响。     

供热堆控制棒驱动线试验模型动力分析

对200MW低温核供热堆的控制棒及其相关部件（包括燃料组件等）试验模型进行抗震分析,包括有限元模型的简化、建立模型、模态分析、响应谱分析及时程响应分析等。通过分析得到结构的基频以及不同因素对基频的影响;根据频谱响应分析和时程分析的结果,得到结构受到地震载荷冲击时的最大位移响应和加速度响应。     

防断组件及其支承柱高周疲劳分析

反应堆堆内构件是反应堆冷却剂系统中的重要设备,其设计结构要求在全寿期内保持高度可靠性。在国内外核电厂运行过程中,曾发生堆内构件因流致振动而出现故障和损坏事件,直接影响了反应堆的安全运行和经济效益。本文以堆内构件防断组件及其支承柱(SCSS)为研究对象,研究其在流致振动载荷和泵致振动载荷下的动态响应,并对结构进行谱分析和谐响应分析。最后根据ASME锅炉及压力容器规范对防断组件及其支承柱各部件进行高周疲劳评定,计算结果表明各部件交变应力强度满足规范限值的要求。     

HTR-PM侧反射层结构相似模型抗震试验与分析

采用石墨键榫系统连接固定的HTR-PM堆芯在地震下表现出非线性特征。为研究HTR-PM堆芯的非线性响应,清华大学核能与新能源技术研究院开展了堆芯侧反射层结构的1∶3相似模型抗震试验。试验模型由石墨砖、碳砖、石墨圆榫、方键和燕尾键组成。试验分下筒无球、下筒有球和全模型有球3种工况。每种工况分别施加白噪声、OBE、SSE等多种载荷。通过试验获得了侧反射层模型的模态、加速度动态响应、位移动态响应等结果。试验加载符合安全标准,堆内构件在地震载荷下的完整性得到验证。     

堆芯燃料组件抗震分析简化模型研究

针对堆芯燃料组件在地震作用下可能发生的结构变形及破坏现象,采用简化方法对燃料组件进行时程分析,计算地震工况下格架所受的碰撞载荷以及应力情况,并将计算值与格架的压塌载荷以及导向管的应力限值进行了比较,从而对堆芯燃料组件的结构完整性进行了评估,为日后堆芯燃料组件结构的抗震性能分析计算提供参考。     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。