反应堆系统地震载荷下动力响应计算的不确定性分析

反应堆结构在地震载荷下的动力分析是反应堆系统安全设计的重要环节。反应堆系统的关键参数由于计算误差、制造工艺和安装过程中的随机和其他不可控误差影响,通常存在一定的不确定性。本文开展了反应堆系统中结构参数不确定性对地震载荷下系统动力响应的影响研究。应用最大熵原理,建立描述反应堆系统部件间接触刚度和间隙的概率密度分布函数。应用马尔科夫链蒙特卡洛采样（MCMC）技术,对系统关键参数进行采样,建立不同参数下地震响应的输入输出数据池,基于数据池考察反应堆系统不同位置和部件的动力响应分布。研究表明,上、下堆芯板附近的动力响应的不确定性存在不同分布。本文所述研究对评价反应堆系统地震分析模型的鲁棒性和动力响应结果的可靠性提供了定量分析手段。      

反应堆系统动力响应的敏感性分析

输入参数对反应堆系统动力响应的敏感性分析是优化设计的重要前提。以反应堆系统关键部位的接触刚度和间隙为输入变量，利用Sobol法开展了关键输入参数对地震条件下系统动力响应的敏感性分析，得到了全局敏感性系数及输入参数的重要度排序，此外，还采用K-S测度敏感性分析法对结果进行了检验。分析表明:燃料组件地震响应对2个部位的接触刚度变化较敏感，3个部位切向载荷极值均对所在部位接触刚度的变化最敏感。相关方法与分析流程可推广至反应堆冷却剂系统及其他主设备，为优化设计参数的选取提供定量分析手段与数据支持。      

地震载荷下反应堆系统的不确定性量化

反应堆结构力学分析中,由于设计变更、制造安装、计算偏差等因素的影响,会导致力学分析关键输入参数存在一定的不确定性,这种不确定性将直接影响到动力响应、载荷分配与最终的力学评价结果。为量化参数不确定性对载荷计算的影响,本文采用不确定性量化的方法,以反应堆系统为研究对象,开展了地震载荷下系统关键结构参数对系统动力响应与载荷分配的不确定性量化研究。首先依据关键参数的基本特性,利用最大熵原理,建立了描述反应堆系统部件间接触刚度和间隙的概率密度函数。随后,应用马尔科夫链蒙特卡罗采样技术对系统关键参数进行采样,并通过有限元瞬态计算获得了输入输出数据池。最后,以样本数据为基础,考察了不确定性参数对部件动力响应统计分布的影响,开展了名义模型的可靠性与不确定性量化分析。研究发现,结构参数不确定性对系统响应的影响在不同部位、不同频域内呈现不同的分布。在考察名义模型的可靠性时应根据响应具体形式有针对性地进行量化。本文所提出的不确定性量化方法对核动力装置其他系统和设备的动力分析具有推广价值。     

地震载荷下反应堆系统的不确定性量化

反应堆结构力学分析中,由于设计变更、制造安装、计算偏差等因素的影响,会导致力学分析关键输入参数存在一定的不确定性,这种不确定性将直接影响到动力响应、载荷分配与最终的力学评价结果。为量化参数不确定性对载荷计算的影响,本文采用不确定性量化的方法,以反应堆系统为研究对象,开展了地震载荷下系统关键结构参数对系统动力响应与载荷分配的不确定性量化研究。首先依据关键参数的基本特性,利用最大熵原理,建立了描述反应堆系统部件间接触刚度和间隙的概率密度函数。随后,应用马尔科夫链蒙特卡罗采样技术对系统关键参数进行采样,并通过有限元瞬态计算获得了输入输出数据池。最后,以样本数据为基础,考察了不确定性参数对部件动力响应统计分布的影响,开展了名义模型的可靠性与不确定性量化分析。研究发现,结构参数不确定性对系统响应的影响在不同部位、不同频域内呈现不同的分布。在考察名义模型的可靠性时应根据响应具体形式有针对性地进行量化。本文所提出的不确定性量化方法对核动力装置其他系统和设备的动力分析具有推广价值。     

高温气冷堆压力容器侧向支承地震易损性的敏感性分析

反应堆压力容器（RPV）侧向支承是高温气冷堆地震风险的关键贡献物项,对于反应堆地震安全至关重要。本文确定了高温气冷堆RPV侧向支承的地震易损性变量,分析出易损性变量因子的合理取值,计算得到侧向支承的地震易损性曲线和高置信度低失效概率（HCLPF）抗震能力,挑选出易损性变量中的关键参数,并研究了RPV侧向支承HCLPF抗震能力对易损性关键参数的敏感性。结果表明,侧向支承的抗震能力明显高于设计基准地震动,易损性对于关键参数变异并不敏感。      

SG LOCA摇晃动力响应数值分析

经过合理的简化与等效处理，建立了国内某3代核电站的蒸汽发生器（SG）非线性有限元模型，将其与反应堆冷却剂环路（RCL）串联，开展了SG失水事故（LOCA）摇晃动力响应数值分析，得到了作用在SG传热管上的应力极值及其随管径的变化规律，并获得了作用在上部支承上的载荷。将本文方法与传统解耦法进行对比，结果表明:SG的解耦对摇晃动力响应有较大影响，应采用与RCL耦联的计算方式。      

反应堆冷却剂系统抗震支撑方案改进

对M310堆型的反应堆冷却剂系统(RCS)进行抗震计算,发现蒸汽发生器(SG)的地震响应偏大,并认为是支撑结构刚度不足所致。基于以上研究,提出RCS支撑的改进方案。抗震计算证明改进方案能加强SG的支撑刚度,提高RCS的抗震能力。     

失水事故下一回路水动力载荷分析

以M310反应堆冷却剂系统为对象,在计算假想失水事故(LOCA)时的一回路水动力载荷的基础上,着重分析了破口打开时间、破口面积、打开方式等破口假设特性对一回路管道、蒸汽发生器一次侧的水动力载荷的影响,并对主管道破口和辅助管道接管嘴破口下的水动力结果进行了对比分析。结果表明破口面积是影响失水事故下一回路管道和主设备上的水动力载荷的关键因素之一,辅助接管嘴破口下产生的水动力载荷与主管道上的破口产生的水动力载荷量级相当;蒸汽发生器(SG)出口接管嘴破口下SG一次侧的水动力载荷较入口接管嘴破口下的水动力载荷波动更明显。此外失水事故后蒸汽发生器隔板受到的压差远大于稳态运行下的压差值,因而在隔板设计时必须予以考虑。本文的研究成果对新堆型研发中的一回路LOCA水动力载荷分析有重要的参考价值。     

先进压水堆一回路地震反应谱分析及参数敏感性研究

压水堆一回路系统包含压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器、主管道和波动管等重要部件,各部件在地震激励下的动态响应与整个系统的结构形式密切相关。本文从系统的角度,以非能动先进压水堆一回路为研究对象,运用ANSYS建立了其三维有限元模型,在模态分析的基础上,进行了三正交方向输入下的反应谱分析,得到了系统在地震载荷下的响应。并对反应谱输入角度和支撑刚度进行了敏感性研究,给出了这些特性参数对结构设计和分析的指导性意见。此外,通过直接积分法得到系统的地震时程响应,并与谱分析的模拟结果进行了对比,同时也为主泵等单个部件的详细地震分析提供位移、加速度输入。最后通过三维实体模型与集中质量模型抗震计算结果的比较,说明建立三维实体模型的必要性。本文为核电站一回路重要设备的结构分析提供了技术支持。     

不同主泵结构对主系统抗震设计的影响分析

以主系统非线性有限元模型为研究对象,采用ANSYS软件分析不同主泵结构对主系统地震载荷的影响。结果表明,2种主泵模型下主系统地震载荷应力评定均满足规范要求,主泵阻尼器位置要求提高土建抗震设计等级;采用使系统整体频率远离响应谱峰值区的主泵模型计算得到的主系统地震载荷较小。     

COSINE系统分析程序模型评估需求分析

COSINE是我国首个完全自主开发的用于核反应堆设计与安全分析的软件包,其系统分析程序具有保守模型与最佳估算模型两个版本。依据国际最新的评价模型开发与评估方法——EMDAP方法,对COSINE系统程序的保守模型和应用于最佳估算大破口失水事故(LOCA)事故分析的最佳估算模型所需评估的重要现象和过程进行识别和排序,制定出大破口LOCA事故PIRT表。同时,根据模型评估需求,构建核电软件模型评估数据库。     

Analysis of HCDA

Safety regulation requires that the containment of fast reactors be analyzed to a spectrum of hypothetical core-disruptive accidents (HCDAs). To demonstrate the reactor containment can sustain the consequences of HCDAs, studies must be made to understand the reactor core behavior under HCDA conditions, to establish the consequences of HCDAs, to provide features to mitigate the effects of HCDAs, and to determine the response of the reactor primary system to HCDA loads. This paper reviews some approaches and methods used in the experimental and numerical analyses.     

Analysis of porous silicon

Porous silicon, suitable after oxidation for dielectric isolation, has been produced successfully by anodizing silicon in strong HF. The oxidized layer has been shown to have promise in device manufacture, providing high packing densities and radiation hardness. Anodizing has been carried out using both single and double cells, following the effects of current density. HF concentration and silicon resistivity. The resultant porous layers have been characterised with respect to composition and structure. The materials produced differ considerably in lattice strain, composition and reactivities. Prompt radiation analyses ¹⁹F(p,αγ), ¹⁶O(d,α), ¹²C(d,p), are useful for monitoring the anodizing procedures and subsequent oxidation: currently, interest centres on the mechanistic information obtained. RBS analysis using α-particles gives a much lower Si response from porous than from bulk silicon. Glancing angle proton recoil analyses reveal considerable quantities of hydrogen in the porous layers. These mutually consistent findings have considerable mechanistic significance; extensive Si-H bonding occurs following a 2 equivalent Faradaic process.     

多谱分析法在核级管道抗震分析中的应用

多谱分析法和单谱分析法是核电厂管道抗震分析常用的2种方法.多谱分析法是在管道的各个支承点施加不同的激励,单谱分析法是对管道的支承采用一致激励.多谱分析法考虑了地震激励随空间的变化.本文分别采用多谱分析法和单谱分析法对削减阻尼器后的主蒸汽系统(VVP)管线进行计算,分析2种方法对阻尼器反力的影响.结果表明,2种分析方法的...     

铅铋-水直接接触沸水快堆系统子通道耦合热工分析

新概念铅铋-水直接接触沸水快堆（PBWFR）结构紧凑,具有可移动性,在海岛、偏远地区具有很强的应用价值。本文通过将铅铋合金冷却快堆子通道分析程序SUBAS和铅铋合金冷却快堆热工水力系统安全分析程序SACOL耦合,对PBWFR进行分析,重点分析了无保护超功率（UTOP）事故,得到了PBWFR堆芯子通道和系统热工水力特性。结果表明,SACOL程序与耦合程序计算结果的相对误差不超过4%,证明了单向耦合和分步计算的正确性和合理性。采用耦合计算能更加准确地描述事故后组件内各子通道的热工参数变化,弥补了单通道程序分析的不足。在UTOP事故分析中,随着功率上升,包壳温度会迅速升高,热通道内包壳温度最高会达到834 ℃,超过许用限值800 ℃而导致包壳失效。因此包壳温度需在事故开始时具有足够的安全裕量,才能保证事故后反应堆的长期安全运行。     

Burnup Analysis of Uranium Dioxide Nondestructive Analysis by External Conversion Method

Fundamental experiments on the nondestructive burnup analysis of UO₂ were made by external conversion method using a sector type double focusing β-ray spectrometer. Details of the procedure are described. About 100 mg of UO₂ enclosed in an Al-tube was irradiated and analyzed by this method. The fission products used as burnup indicators were ⁹⁵Zr, ⁹⁵Nb, ¹⁴⁰La and ¹⁰³Ru. A code for fission product calculation developed in our laboratory was used in burnup determination. The burnup thus determined was 53.07 MWD/t.     

基于XML的粒子物理数据分析的接口及框架

介绍了一个基于可扩展标记语言(XML)的粒子物理数据分析接口及其框架的实现.该接口采用简明的XML表达数据分析中的基本过程:如事例筛选,运动学拟合,粒子鉴别等,以及基本逻辑流程:只有前一过程成功时才继续下一过程.该框架通过解析XML界面文件,采用运行时配置和动态执行的模式,从而无需编译即可执行分析.与使用C++编写分析...     

快堆系统分析程序FASYS堆芯分析模块验证

中国原子能科学研究院自主开发了快堆系统分析程序FASYS,已用于中国实验快堆的调试试验分析,目前正用于中国示范快堆的事故分析。FASYS程序包含堆芯分析模块、一二回路模块、事故余热排出系统模块等,其中堆芯分析模块包括点堆、衰变热、反应性反馈、堆芯通道热工水力模型等。本文采用解析解、DINROS程序、SAS4A/SASSYS-1程序验证FASYS程序的点堆模型;采用SAS4A/SASSYS-1程序验证FASYS程序的衰变热、反应性反馈和堆芯通道热工水力模型,各模型的验证结果均符合良好。对FASYS程序堆芯分析模块各模型的计算偏差和整体计算偏差进行评估,为中国示范快堆的事故分析提供参考。