中国实验快堆转运-清洗室的力学分析

转运-清洗室是中国实验快堆(CEFR)堆外换料系统中的主要设施,为反应堆换料操作提供一个安全可靠的密封和生物屏蔽空间,以保证操作人员的人身安全.本文采用数值方法对其进行力学分析.结果表明:CEFR转运-清洗室的力学性能满足规范要求.     

预防性维修与反应堆冷停堆期间PGV-1000蒸汽发生器的化学清洗

为保证WWER-1000核电站蒸汽发生器安全可靠地运行，应适时清除蒸汽发生器（SG）传热管和容积内的泥渣。     

秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统主设备力学分析

介绍了秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统主设备设计中所涉及的力学分析工作.主设备包括反应堆压力容器(包含控制棒驱动机构、堆内构件和燃料组件)、蒸汽发生器、主泵、稳压器.主要涉及的内容包含每个设备部件的应力、疲劳、热棘轮、断裂力学分析和内部构件流致振动分析以及试验验证等.设计者已掌握了主设备设计中所涉及的力学分析技术,取得了大量的成果.但是,仍有部分工作是与国外的设计单位合作完成的,我们还需做更深入的研究.     

300#反应堆乏燃料组件的转运屏蔽与监测

300#反应堆通过技术改造,增设乏燃料组件转运系统.转运时通过屏蔽吊筒对乏燃料组件进行屏蔽.通过多种仪器现场测量乏燃料组件屏蔽前后的放射性照射量率数据,确认了转运系统的有效性.     

容积控制箱力学分析及评定

采用有限元软件ANSYS对容积控制箱进行力学分析,遵照规范RCC-M2000和ASME相关规定进行相应评定,计算了多种载荷下系统的抗震性能,同时分析了裙座的屈曲性.结果表明,该容积控制箱的设计满足规范相关条款要求.     

泰山核电二期工程联合泵房的整体分析

秦山二期联合泵房是核电厂的取水设施,属于抗震I类物项,下文对联合泵房整体分析的过程进行了详尽的描述,包括模型的建立、荷载的取用及组合、抗震分析的方法与步骤、结果的分析与处理等等,以供类似工程的设计人员参考.     

秦山第三核电厂安全分析中的事故分类、LBLOCA和SGTR事故分析核安全审评的回顾

根据中国和加拿大核安全法规的要求，对初步安全分析报告和最终安全分析报告中的第15章进行了核安全评审。本文介绍了事故分类、大破口失水事故(LBLOCA)和蒸汽发生器传热管断裂(SGTR)事故分析的核安全审评概况。     

大亚湾核电站继电器机架支撑改造初步力学分析

针对大亚湾核电站继电器机架橡胶减震器因老化破裂而影响机架的抗震性能、日常运行和维修等问题而提出支撑改造方案,采用谱分析法对改造前后的各种支撑结构进行初步力学分析.比较了大亚湾继电器机架改造前后支撑的抗震性能,以及大亚湾和岭澳两种继电器机架支撑结构在同一地震载荷作用下的力学响应,为大亚湾核电站继电器机架支撑的加固改造提供参考.     

日本完成福岛一座受损燃料水池的乏燃料转运

正【世界核新闻网站2014年11月5日报道】东京电力公司(Tepco)已完成福岛第一核电厂4号机组燃料水池中所有乏燃料组件的转运工作。但该水池目前还有部分未受辐照的燃料。预计这些燃料的转运工作将在2014年底前完成。东电2014年11月5日宣布,已将4号机组燃料水池中所有乏燃料组件(总计1331个)安全转运至福岛第一核电厂的公     

核安全二级气动球阀力学分析

利用ANSYS有限元程序,对阀门制造厂设计的核安全二级气动球阀进行力学分析。分析中考虑的载荷有自重、内压、接管极限载荷、地震,分析后按照ASME规范和AP1000堆型核级球阀采购技术规格书的要求进行评定。结果表明,该气动球阀的结构设计满足ASME规范和相关技术规格书的要求。     

蒸汽爆炸载荷下压力容器和主管道力学分析

针对华龙一号反应堆压力容器（RPV）,研究其在假设蒸汽爆炸载荷下RPV和主管的力学响应。通过建立有限元模型并根据瞬态结构分析方法开展数值分析,得到了RPV和主管道的变形、应力和应变结果。计算结果表明：RPV在600、800、1000℃下的失效载荷分别为1/20、1/50和1/100设计载荷;最大等效应力/应变均位于接管附近;主管道大部分区域应力未超过管道屈服应力。本研究可为RPV极端载荷下的结构完整性分析提供技术支持。     

反应堆压力容器内壁面异种金属焊接缺陷的修复及力学评价

某核电站反应堆压力容器(RPV)制造期间超声检测（UT）显示,顶盖法兰内壁面堆焊层熔合线附近出现大范围连续焊接缺陷,环向跨度大于8°,造成大范围低合金钢母材减薄。针对上述缺陷的产生开展了根本原因分析,结合技术现状给出补焊不锈钢的修复方案并展开详细的力学评价,从应力、疲劳和密封角度分析该缺陷对RPV性能的影响,论证了该修复方案的可行性。补焊不锈钢方案已得到工程应用,可为工程上类似问题的处理提供借鉴。     

热管堆堆芯基体结构高温力学行为分析

为研究热管堆堆芯基体结构高温下的热应力失效行为,以简化的多孔基体结构为研究对象,结合Megapower 5 MW（热功率）热管堆的设计参数,制定了正常工况和异常工况2种工况下的高温试验方案,其中异常工况考虑了单根热管失效。宏观检测结果显示基体结构未发生明显的变形与失效,结合数值分析方法获得了基体结构在2种工况条件下的温度分布和应力-应变响应,进一步说明了在试验条件下基体结构并不会发生静强度失效和塑性垮塌失效。本研究为明确热管堆堆芯基体结构的强度设计准则奠定了基础。     

中广核岭澳电厂二期LOT150B-2冷水机组抗震力学分析及应力评定

根据浙江国祥制冷工业股份有限公司的要求,对中广核岭澳核电厂二期LOT150B-2冷水机组进行了力学分析计算.分析中考虑的载荷为自重、压力、地震载荷和接管载荷内压、设计压力+自重+设计温度接管载荷和OBE、SSE地震接管载荷,分析后按照RCC-M规范进行了应力评定.分析结果表明,该冷水机组在所承受载荷作用下的应力计算结果满足规范的有关要求.     

反应堆冷却剂系统动力分析关键参数的敏感性分析

反应堆冷却剂系统(RCS)在极端事故工况下的动力响应计算是评估核电厂安全的重要技术手段。定量考察系统结构的关键参数对系统动力响应的敏感性,是可靠评价系统响应的重要方面。本文通过全局敏感性和相关性分析,对一种堆型蒸汽发生器(SG)支承刚度对地震条件下主系统载荷分配的敏感性进行了研究。研究表明,支承刚度对SG局部范围内主系统载荷分配影响度较高,对距离较远的反应堆压力容器影响度较低。此外,还建立了描述关键参数到载荷分配的输入输出关系,并通过神经网络对输入输出关系进行了回归建模。该神经网络模型能够快速准确地对发生支承结构设计变更后的主系统地震载荷分配进行评估。     

东京电力公司柏崎刈羽核电厂抗震设计的实际经验

1前言在2007年7月16日的中越冲地震中,日本东京电力公司的柏崎刈羽核电厂虽然处在被称为“超设计假定”的振动环境下,但反应堆的安全却未受到损害。本文将评论这个核电厂的抗震性能。笔者是该电厂抗震设计的参与者,回顾建设当时的情况,深刻体会到日本传统的抗震设计方法具有较好的冗余度。     

秦山核电二期工程反应堆主冷却剂系统与辅助系统力学分析

介绍了在秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统力学分析工作中所使用的设计规范、准则、分析方法、分析模型、使用载荷、分析结果等情况.主冷却剂系统结构分析是系统和部件设计的基础,包括静力分析、地震分析和失水事故分析(LOCA)三大部分,为各设备部件、管件、支撑及土建结构提供设计载荷和其它接口参数;辅助系统力学分析对核辅助管道进行了应力、疲劳和热棘轮分析,以验证管道在核电厂寿期内的结构完整性,为支撑的布置和选型提供依据.同时总结了设计工作中积累的经验和发现的不足,为将来的核电厂的设计工作提供参考.