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.     

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.     

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.     

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。     

堆内构件螺纹联接件应力分析与评定

堆内构件中的螺纹联接件数量众多且受力复杂,为确保堆内构件结构的完整性,螺纹联接件的应力和疲劳分析必须满足ASME规范的相关要求.鉴于堆内构件对核电厂安全运行的重要性以及在核电厂运行工况下受到多种静、动态外力的作用,本工作根据规范要求,对堆内构件螺纹联接件的预紧力、受力状态、变形计算、载荷分类和组合、应力分析与评定等进行了综合研究,并根据研究成果开发了堆内构件联接件应力评定专用程序,使堆内构件联接件的应力评定工作能更准确、有效地进行,为工程设计和应用提供了可靠和便捷的工具.     

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.     

华龙一号吊篮1∶5模型试验流致振动响应计算分析

秦山核电厂二期堆内构件1:5模型试验的流致振动分析是利用试验数据外推得到的,目的是获得响应最大值。华龙一号(HPR1000)堆内构件1:5模型试验吊篮的流致振动响应分析采用了相类似的分析方法,最终获得了吊篮的位移和应变响应值。该方法首先进行HPR1000吊篮有限元模型建模,幵通过模态分析获得了各阶模态的响应最大点的值与测量点的模态频率下响应值的比例关系,用该比例关系获得了吊篮的最大响应值。     

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.     

秦山核电二期工程反应堆吊篮结构的流致振动响应计算

采用实验与理论相结合的方法,计算吊篮在动水中随机响应.首先,利用15吊篮结构模型试验所获得的脉动压力功率谱,经归一化折算为原型堆的脉动压力功率谱,作为计算的输入载荷--力函数;其次,采用静水中吊篮结构振动特性计算所获得的特征值(频率,和特征向量,振型),得到结构的力-位移传递函数矩阵;最后,根据随机振动响应的计算方法,由力函数与传递函数矩阵算出吊篮的均方根位移.     

三维离散纵标方法在堆内构件释热率计算中的初步应用

以美国H.B.Robinson-2#机组反应堆压力容器(RPV)基准实验的参数为输入数据,采用三维离散纵标方法程序(TORT)计算压力辐照监督管处中子能谱及典型核素的活度值。计算得到的辐照监督管处中子能谱与基准实验结果趋势一致、吻合较好;典型核素活度的计算值与测量值之比(C/M)为1.04±0.04。用TORT对福建宁德核电站堆内构件释热率分布进行初步计算,并与蒙特卡罗方法(MCNP)的计算结果相比较,两种方法的结果表现出良好的一致性。最后对TORT程序应用于堆内释热率计算进行讨论。     

压水堆核电厂堆内构件制造的质量监督

分析了堆内构件制造工艺中的重点和难点,就如何进行堆内构件制造的质量控制与监督进行了探讨.特别对堆内构件中重要部件的制造过程和堆内构件装配过程中质最控制的重点、难点进行了详细的阐述,给出了堆内构件制造驻厂监造中的主要关注点,同时也给出制造过程质量监督中其他还需要注意的要点,如文件控制、人员控制.     

铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包开发及验证

介绍了基于轻水堆燃料组件参数计算程序和堆芯燃料管理程序开发的铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包.采用西安脉冲堆的实测数据和国外相关研究设计参数对其进行了验证分析.结果表明:本程序包计算值与西安脉冲堆的实测数据及国外设计参数符合良好.     

堆内构件设计与研制

堆内构件是核电站反应堆中的主要设备。为了保证核电站反应堆安全可靠地运行,对堆内构件的结构设计、应力分析、热工水力、以及工艺试制等方面,进行了大量的试验研究和计算分析,予以不断完善和改进。其中设计了对中定位、反应堆驱动线、高温高压密封等独特结构;建立了完整的分析法设计的工作流程和方法,研究中涉及到流-固耦合、辐照-热-应力耦合、冲击-振动-弹塑性动力学、相似理论-模型试验等交叉学科;并且攻克了薄板加工、精密镗孔、精密焊接、驱动线对中等一系列制造技术难关。为新的核电厂的设计和制造,提供了借鉴与参考。     

堆内构件设计与研制

堆内构件是核电站反应堆中的主要设备。为了保证核电站反应堆安全可靠地运行,对 堆内构件的结构设计、应力分析、热工水力、以及工艺试制等方面,进行了大量的试验研究和计算分析,予以不断完善和改进。其中设计了对中定位、反应堆驱动线、高温高压密封等独特结构;建立了完整的分析法设计的工作流程和方法,研究中涉及到流-固耦合、辐照-热-应力耦合、冲击-振动-弹塑性动力学、相似理论-模型试验等交叉学科;并且攻克了薄板加工、精密镗孔、精密焊接、驱动线对中等一系列制造技术难关。为新的核电厂的设计     

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。     

快中子脉冲反应堆爆发脉冲时堆体应力分布的数值模拟

为分析爆发脉冲时堆体构件的应力响应,建立了基于中国第二号快中子脉冲堆(CFBR-Ⅱ堆)的一个二维模型。采用M．C(蒙特卡洛)方法计算了模型的相对中子注量分布,推导了代替动力学方程的热加载关系式,并将计算得到的中子注量分布与实测结果引入热加载关系式中,用有限元程序计算了已知热加载情况下的几种构件的应力分布。分析认为,由于该方法能准确描述模型的几何结构．并且计算中引入了实测结果,因此,对于结构复杂的模型其计算结果应比通常采用的耦合计算方法更为合理。     

反应堆堆外中子剂量测量技术试验验证

堆外中子剂量测量技术在反应堆压力容器辐照监督中有广泛的应用。本文介绍了在国内某试验堆上进行的堆外中子剂量测量技术验证试验及其结果。比较了堆外中子剂量测量所用探测片活度的理论计算值、实测值及解谱计算结果,同时分析对比了试验中各辐照位置处中子能谱的理论计算值及解谱结果。结果表明,基于测量值的解谱结果与理论计算结果符合良好。堆外中子剂量测量技术可以有效完成中子能谱测量。     

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设计

秦山核电二期工程反应堆堆内构件的设计是以大亚湾核电站为参考,经历了方案设计、初步设计、施工设计等阶段.在堆内构件设计过程中,进行了大量的设计验证工作.在国内自主设计的压水堆中,秦山核电二期工程反应堆堆内构件首次按照R.G.1.20对堆内构件的流致振动行为进行了综合评价.1#堆的成功运行证明秦山核电二期工程反应堆堆内构件的结构完整性和功能均满足设计要求,秦山核电二期工程反应堆堆内构件的设计是成功的.     

瞬发和缓发γ射线对堆内构件释热率影响的研究

为提高核电设计中反应堆堆内构件释热率计算的准确性,本文在原来MCNP外中子源模型计算方法的基础上,计算分析瞬发裂变γ对堆内构件释热率的贡献。计算结果显示,考虑瞬发裂变γ使得堆内构件的释热率增加9%～38%,离堆芯越近的堆内构件的增加值越大。另外,分析认为缓发γ对堆内构件释热率的贡献与瞬发裂变γ相当。因而反应堆堆内构件释热率计算中除了考虑中子及中子俘获所生γ的贡献,还应该考虑瞬发裂变γ和缓发γ的贡献。