基于有限元模型验证的控制室盘台抗震鉴定

论文以国内某新建核电站控制室盘台抗震鉴定为例,阐述了基于有限元模型验证的盘台抗震鉴定方法。通过样机试验和模型验证分析,将盘台结构设计与有限元分析进行了有机结合,同时在盘台整体有限元分析验证过程中引入了修正因子,保证了盘台的抗震性能,并使其具有一定的安全裕度。     

AP1000主控室设备抗震鉴定试验研究

AP1000是西屋公司开发的先进非能动压水堆。本文描述了AP1000主控室设备(PDSP和SDSP机柜)抗震鉴定试验的试验目的、试验装置、试验方法、试验内容和试验结果。试验目的在于考核设备的刚度、强度以及其在地震载荷作用时和作用后的性能指标。试验在中国核动力研究设计院核级设备鉴定中心进行。试验中通过正弦扫描和白噪声探查了样机三个轴向的固有频率及阻尼比,并采用多频波法在样机的三个轴向同时输入模拟加速度时程激振,利用地震台台面加速度作为控制信号完成抗震鉴定试验。试验结果表明,样机在试验中及试验后结构完整,功能完好,满足规范要求。     

AP1000核电站主控室盘台抗震鉴定试验研究和工程实践

抗震试验是设备鉴定的一部分,AP1000核电设备的抗震鉴定相比于传统抗震鉴定有了新的要求和方法。为满足AP1000核电设备的抗震鉴定要求,本次试验与传统抗震试验有所不同。本文以完成的主控室盘台抗震试验为例,介绍和分析该试验在反应谱、加速度计布置、功能性测试等方面的特殊要求。试验结果表明主控室盘台满足AP1000抗震鉴定的要求。这些特殊要求不仅可保证很好地鉴定试验件的结构完整性和安全功能性,而且能发掘其设计裕量。     

AP1000机组首次临界试验验证计算

首次临界试验是压水堆核电厂调试启动过程的关键环节,旨在确认核反应堆堆芯能按照设计要求达到预期的临界运行状态。本文利用西安交通大学自主研发的NECP-Bamboo程序系统对AP1000机组堆芯的首次临界试验的设计结果进行了验证计算,并与AP1000堆芯的核设计结果进行了比较。计算结果表明：预估临界状态下的硼浓度的偏差为-15 ppm,控制棒积分价值的最大偏差为-52 pcm,硼微分价值的偏差不超过0.2 pcm/ppm,反应性温度系数的偏差不超过1 pcm/K。本文计算结果的精度与高保真计算程序KENO（概率论方法）和VERA（确定论方法）的计算精度相当,为确保AP1000堆芯调试启动阶段的核安全提供了进一步的数据支撑。     

核岛水过滤器滤芯性能鉴定试验研究设计和验证

核岛水过滤器是核电厂水质净化的重要设备,起到了去除腐蚀产物和固体颗粒物的作用。通过对国内外滤芯鉴定标准的研究,本文对自主研制的核岛水过滤器滤芯开展了主要性能鉴定试验研究设计,搭建了滤芯鉴定试验台架,成功测试了滤芯的主要性能参数,滤芯各项测试性能参数能够满足核电厂核岛系统运行要求。     

核设备抗震鉴定试验中的功率谱密度问题

国家核安全局于1995年发布了《核设备抗震鉴定试验指南》（HAF·J0053）,对我国核设备抗震鉴定工作起到了很好的指导作用.《指南》的“多频波法”要求“由每个人工加速度时程计算出的在频率0.3Hz至24Hz范围内的功率谱密度（PSD）曲线必须包络由要求反应谱计算出的对应频率范围的功率谱密度80％的曲线”.但如何根据“要求反应谱”推导出具有合理保守性的可接受的“功率谱密度”是至今尚未解决的问题,这给核安全监管工作带来很大困惑.本文首先从编制《指南》的主要参考蓝本入手,分析了功率谱密度要求的意义及必要性;然后从反应谱和功率谱密度的定义和计算方法着手,结合“合理保守性”的监管原则,探讨从“要求反应谱”推导“最低可接受功率谱密度”的方法;最后,对我国今后相关的规范标准制定和修订工作以及核安全监管工作提出建议.     

世界首台AP1000主泵成功完成最终耐久试验

【人民网2012年4月17日报道】美国匹兹堡当地时间2012年4月16日,中国国家核电技术公司(SNPTC)和美国西屋公司(Westinghouse)、柯蒂斯怀特公司(Curtiss-Wright)宣布首台AP1000主泵成功完成了最后耐久试验,标志着AP1000所有核岛主设备的试验已结束。这台主泵由柯蒂斯怀特公司所属EMD工厂成功研制,将用于中国第三代核电自主化依托项目的首台机组(也是世界首台AP1000机组)——三门1号机组。三门1号机组前两台主泵预计在2012年5月发运。西屋运营总裁RicPerez说:目前所有主设备制造和试验的完成给项目和客户以坚定的信心。主泵将支持AP1000核电机组安全     

AP1000机组安全壳吊索吊装法有限元分析

AP1000机组安全壳采用模块化建造并采用吊梁法进行吊装,吊装过程中的变形和应力控制尤为关键。文中提出了一种改进的吊装方案-吊索吊装法,通过ANSYS建模分析,研究吊耳位置和吊索根数对吊装时变形和应力的影响。对比2种吊装方法的最大变形和最大等效应力,验证了吊索吊装法的可行性。吊索吊装法进一步减小了吊装时的变形和应力,有利于提高安全壳的安装质量,降低建造成本。     

AP1000中ADS-4液体夹带模型研究

研究了由AP1000核电厂一回路热管段和ADS-4管道组成的大尺寸支管T型管液体夹带的实验和理论模型,主要包括起始夹带和稳态夹带模型的研究。通过实验和理论分析,建立了与实验数据符合良好的起始夹带模型和稳态夹带模型。通过分析实验段入口长度对夹带的影响,确定了合适的入口段长度。不同液体流量下的研究表明,ADS-4管道中,液体流量对起始夹带和稳态夹带的影响可忽略。     

大气扩散模型验证与比对的工具和方法

大气扩散模型的验证和比对是核应急决策支持／事故后果评价系统的研究与开发工中的一个非常重要的方面,同时又是一项具有挑战性的课题。本文针对大气扩散模型验证工作中的主要难点和相应对策,重点介绍了两种进行模型验证和比对的软件工具及其验证和比对的方法,包括相关的数据集,并列举了一些模型验证与比对分析的实例。     

核级阀门抗震鉴定试验方法探讨

核级阀门必须通过抗震鉴定,抗震试验是阀门的主要鉴定方法。在第1次对阀门进行抗震鉴定时,宜采用试验法。现有的阀门抗震鉴定规范中,阀门抗震试验方法有单频正弦拍波法、连续正弦扫波法、多频波法等。本文以某型号阀门为例开展抗震鉴定试验,初步比较了这3类试验方法的结果差异,为核级阀门的抗震鉴定提供了思路和参考。     

AP1000核电厂抗震Ⅰ类大型结构模块吊装分析研究

模块化设计和建造方法是AP1000第三代核电厂特点之一,但同时也面临着大型模块的吊装挑战。本文基于ANSYS大型有限元计算软件,对AP1000核电厂中大型结构模块CA01进行了吊装工况下的有限元分析,计算了结构的应力和变形,并对构件进行了规范验算。计算结果表明,在合理设置临时支撑的情况下,CA01模块能够安全吊装就位,为大型结构模块的顺利吊装提供强有力的理论支撑。     

基于蒙特卡罗方法对VSOP模型的keff验证

VSOP程序广泛用于球床式高温气冷堆的工程设计,需对VSOP程序进行验证与确认。针对相同的高温气冷堆堆芯定义,比较了VSOP程序和蒙特卡罗程序采用特殊形状的重复结构来模拟随机分布的球床堆芯的建模结果。对VSOP模型中的侧反射层孔道进行均匀化处理,对球床顶锥和底锥的几何进行等效处理,用蒙特卡罗模型详细比较了近似处理为有效增殖因数k_eff带来的偏差。结果表明,VSOP模型中不同的近似处理方法会带来不同的偏差。但最终VSOP模型与最精细的蒙特卡罗模型在有效增殖因数方面差别不大,进一步说明VSOP模型的可用性和合理性。当然,VSOP程序和模型的验证还需要进一步深入研究。     

RODOS系统中RIMPUFF模型的验证与比对

采用MVK工具的统计分析方法并结合实际的示踪气体试验数据集对RODOS系统中的大气扩散模型RIMPUFF进行了验证,并与其他4个模型的结果进行了比对结果表明,RIMPUFF模型在20km范围内的预测结果比较符合实际;与其他模型相比,其性能良好。     

AP1000安全壳流动循环与热分层一维模型分析

非能动安全壳冷却系统是先进大型压水堆AP1000核电厂的重要安全系统之一,该系统利用安全壳内及安全壳外空气流道中的自然循环过程将安全壳内的热量带至环境中,大空间内的循环与热分层现象对安全壳内的传热及流动特性具有重要影响。本文基于热分层理论,针对钢制安全壳内、外的自然循环过程,建立一维计算模型,在提高计算效率的基础上,得到安全壳内的温度分布,并与三维模型的计算结果进行了对比,验证了模型的合理性;同时得到了安全壳内压力及组分的分布。     

关于核级设备的静动态抗震试验的思考

核级设备必须通过抗震鉴定,抗震试验是能动设备的主要鉴定方法.美国ASME QME-1-2002提出可采用静力法.本工作论述静力法的使用要点、前提条件和使用限制,并提出静力法适用范围的建议.     

安全软件验证与确认中的单元模块测试技术

核动力厂保护系统实现数字化必须解决的一项关键技术是如何完成安全软件的验证与确认（V&V）,以证明和确认执行安全功能的软件自身的安全性和可靠性。软件单元测试是V&V过程中的重要环节,主要目的是验证和确认软件代码开发过程中,软件的设计转变为软件代码是适当、正确和完整的。本工作初步研究了安全软件的单元模块测试技术,着重讨论如何保证测试的完整性、建立测试环境、建立测试用例及实施单元模块测试等方面,并以某数字化保护系统安全软件单元模块测试实例说明单元模块测试的具体过程。