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.     

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.     

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。     

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。     

CAP1400堆内构件流致振动试验研究与分析

针对CAP1400反应堆,采用1:6试验模型,在相匹配的水力模拟试验回路上完成了不同工况下的流致振动试验,获得了完整的试验数据,并对试验数据进行了详细分析和评价。结果表明,CAP1400堆内构件的设计对于流致振动是安全的,该结论为核安全评审提供了依据。     

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.     

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。     

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。     

秦山核电厂堆物理设计中的计算程序及其校验概况

描述了秦山核电厂堆物理设计中应用的计算程序及其计算结果与实测值的比较。结果表明,理论计算值与实验测量值符合良好。最后说明了这些计算程序的某些特点。     

超临界水堆燃料棒流致振动简化模型

在超临界水堆中,当超临界水流过带有绕丝的燃料棒时可能诱发其发生振动,使得燃料包壳发生疲劳现象。带有的接触的非线性有限元模型使得计算量大大增加,而且其计算精度仍有待实验验证。本文针对超临界水堆流致振动实验,将绕丝的影响简化为弹簧,建立燃料棒流致振动的简化模型,并通过有限元模型对燃料棒的固有特性进行分析,验证了模型的正确性。最后,以功率谱对模型加载,求得了超临界水堆燃料棒的位移响应和1δ解。     

两组件的流动分析及两点边值问题的一种解法

本文进行了两组件流动分析,介绍了用共轭法解两点边值问题。计算结果表明,该方法是有效的。     

基于多层流模型的一回路报警元件分析算法研究

针对一回路发生故障时报警元件多、信息量大的特点,本文采用了基于多层流模型的方法来分析报警元件,并对警报算法进行了分析。该算法采用因果图原理对报警部件进行深度优先搜索,确定故障报警元件及报警传播路径。基于多层流模型的报警分析系统可作为运行支持系统的子系统来辅助运行人员决策。     

核电站反应堆保护机柜失电缺省值分析研究

为了降低反应堆保护机柜(RPC)失电引入的安全风险,红沿河核电站开展了针对RPC失电的缺省值分析工作,论文在简要介绍红沿河核电站数字化仪控系统(DCS)平台的基础上,对RPC失电相关的缺省值分析范围进行了界定,通过实例对其分析原则进行了介绍,对其实现方式及应用进行了说明。该研究对提升DCS本身的可靠性、电站的安全水平和可用性有重要意义。     

核电厂KIC供配电方案分析

核电厂计算机信息与控制系统（K IC ）的供配电对K IC的可用性及可靠性具有决定性的影响。本文在对两个核电厂K IC的功能结构简要描述的基础上,通过对K IC的供配电方案的对比分析,分别阐述了单一母线失电状况下K IC的状态,并指出了两个核电厂工程实践中K IC供配电存在的问题,提出了改进意见,为后续核电厂大修改进及新建CPR1000和三代项目KIC供配电设计提供了参考。     

压水堆核电厂超压分析探讨

本文介绍了核电厂一回路冷却剂系统、主蒸汽系统及安全壳系统的超压事故分析,涉及内容包括超压验收准则、初始参数和边界条件、分析范围、分析方法等.结合核电厂执照申请文件和最新研究成果,围绕核电行业要求“利益和安全平衡”的特殊原则,本文概述了在审评过程中遇到的问题及其解决方案,旨在探讨如何进一步完善超压分析,推进核电厂的执照申请和审评工作.     

岭澳核电站2号机组一回路流量测量偏差分析及处理

针对岭澳核电站2号机组调试期间发生的二环路3台流量计指示全部超量程故障现象．从反应堆冷却剂流量测量原理入手．对一回路流量测量回路及现场实测数据进行了分析研究,并进行了多次现场试验及功率平台验证,指出二环路流量测量故障的根本原因是其对应弯管流量计的机械制造偏差．提出了对现有流量变送器的量程进行迁移并重新计算和整定相应测量回路参数作为临时解决措施．同时提出了在第一个换料大修期间更换适当量程的流量变送器作为永久解决方案。     

对因工作人员走错机组隔间导致的核电厂人因事件的探讨

介绍了一起因走错机组隔间导致误操作继而引发反应堆停堆的运行事件。通过对这一类型事件的深入探讨,找出导致事件发生的原因,提出了改进建议。可为其他核电厂提供参考,以期避免类似事件的重复发生。     

核电厂火灾PSA方法浅析

作为PSA工作中不可缺少的一部分,核电厂火灾PSA正在发挥着越来越重要的作用。本文对核电厂火灾PSA的发展、应用和研究的基本情况进行了论述。