中国先进研究堆主回路进堆管系接管载荷优化

在已完成的中国先进研究堆(CARR)主回路系统进堆管道计算中,换热器管嘴载荷超值,需对支吊架设置进行优化.结合管道布置特点,利用PIPESTRESS软件的强大功能,找到接管载荷超值的主要原因,采用先静载荷后动载荷的方法合理调整支架,经反复对比分析,得到工程可实现的约束方案,使管嘴载荷满足了要求,从而保护了设备,提高了系统安全性能.为保护设备,管嘴附近的承重架应距设备尽可能地远,并应兼顾地震和热胀载荷对支架设置的不同要求,结合管嘴载荷、支架反力及现场安装等因素设置支架.     

考虑接管载荷的反应堆压力容器接管嘴断裂力学分析

压力容器接管嘴位置结构和载荷情况比较复杂,若假想缺陷位于压力容器进口接管内隅角位置,在考虑接管载荷作用时,裂纹为复合型裂纹。建立含裂纹的三维有限元模型,分析在接管载荷单独作用、内压与接管载荷共同作用下裂纹尖端应力强度因子的分布和变化规律。分析结果表明,在仅考虑接管载荷时,进口接管内隅角位置应力强度因子KI、KII和KIII都比较小,应力强度因子近似对称分布;内压对裂纹尖端的应力强度因子KII和KIII基本没有影响。     

多接管载荷作用的核辅助设备抗震分析

针对核辅助设备接管载荷加载方式的多样性,提出了一种有效获取设备最大计算应力的处理方法。基于ANSYS平台和APDL编程语言,开发了多接管载荷作用的核辅助设备抗震分析评定专用计算程序模块,并进行了可视化用户界面（GUI）定制开发,使得操作界面直观方便。通过工程实例应用表明,开发的计算程序模块具有合理性和有效性。      

中国先进研究堆回路系统设计总结

目前，研究堆的类型曰趋多样化，有重水堆、轻水堆、气冷堆和正在研制的核聚变堆，不同的堆型，回路系统的配置相差很大，如101重水堆有与重水氦气有关的几个回路系统，49．2游泳池式堆也有与轻水有关的几条回路。但采用轻水作冷却剂，重水作反射层的堆，至少需设置十几条回路。CARR是一座轻水作冷却剂、重水作反射层的研究堆，回路系统设计时主要参考了国内外一些研究堆，如HWRR、ORPHEE堆，HANARO堆、FRM—Ⅱ等。     

中国先进研究堆安全设计

中国先进研究堆(CARR)是一座轻水冷却和慢化、重水反射的池内簟式研究堆。额定核功率为60MW。堆芯装载21盒燃料组件,芯体材料为U_3Si_2-Al_x弥散体,包壳材料为6061铝。CARR具有堆芯小、热流密度高和流速高等特点,使得CARR的安全设计难度很大。本文详细介绍了CARK设计中采取的安全措施,如ATWS缓解系统、足够大的主泵转动惯量、足够的自然循环能力和靠UPS供电的随堆运行的应急堆芯冷却系统等。事故分析结果表明,CARR具有很高的固有安全性,采取的安全措施是有效的。     

反应堆压力容器出口接管管嘴缺陷断裂力学分析

采用断裂力学分析方法,对大亚湾核电站反应堆压力容器出口接管管嘴上的一些缺陷进行了疲劳裂纹扩展分析和快速断裂力学分析,且依据规范对计算结果进行了评定,结果表明:此缺陷不会影响安全.     

中国先进研究堆停堆冷却策略

停堆后冷却问题是中国先进研究堆（CARR）重要的安全问题之一，冷却措施的实施对CARR的安全和建设投资有重要的影响。有关停堆冷却系统应严格遵循核安全法规，确保其可靠性和安全性。CARR采用停堆初期的强迫循环及停堆后期全堆芯自然循环相结合的方式，实现正常停堆和事故停堆后的堆芯冷却。     

秦山核电二期工程反应堆主冷却剂管道系统辅助接管嘴的弹塑性分析

按照RCC-M规范要求对秦山核电二期工程反应堆主冷却剂管道系统的稳压器波动管作了3维完全弹塑性分析,其结果能包络其它小口径辅助接管嘴的力学行为.结果表明,在严苛的包络载荷作用下,接管嘴响应表现出安定性行为,因而秦山核电二期工程反应堆主冷却剂管道系统辅助接管的设计满足RCC-M规范的要求.     

中国先进研究堆(CARR)回路系统总体设计特点

研究堆设计不同于核电站,因需要满足不同的使用要求,而具有各自的特点,CARR也不例外。CARR是一座轻水作冷却剂、重水作慢化剂的研究堆,因此CARR回路设计围绕堆本体以反应堆冷却剂系统和重水冷却系统为主体共设置了18条回路系统,本文就CARR回路系统的总体设计特点进行了总结与介绍。     

CARR二次水管道系统应力分析与评定

使用PIPSTRESS软件对中国先进研究堆(CARR)二次水管道系统进行分析计算,针对管道系统及所连接设备的不同特点,采取不同的措施,对支吊架类型、安放位置和方向等进行了优化配置,得到适当的管道系统应力数值和接管载荷数值。结果表明,二次水系统的应力分析与评定符合规范要求。     

中国先进研究堆一次冷却剂回路密封垫破损事件分析与处理

本文介绍了中国先进研究堆（CARR）一次冷却剂回路密封垫破损事件以及运行人员对事件的处理过程,剖析了事件发生的根本原因即管路法兰原安装的缺陷,分析了事件后果影响,即造成冷却剂泄漏,指出该事件未对工作人员辐射安全造成影响,未对反应堆及关键系统设备造成影响,泄漏水均在厂房内,对环境无影响,反应堆各项参数均未超出技术规格书中规定的运行限值与条件。本文对事件的过程数据与安全分析报告的内容进行了分析比较,针对事件发生的原因以及处理过程中遇到的一些问题,按照纵深防御的原则,分别从密封垫选型更换、增设法兰防护套、增设渗漏信号以及加强控制技术等方面阐述了系统的改进及优化。     

中国先进研究堆事故源项分析

研究建立了中国先进研究堆（CARR）在事故工况下放射性核素从燃料芯块向环境释放的数学模型。根据CARR初步事故分析结果，对可能导致放射性向外界释放的5种事故工况（小破口失水事故、换热器传热板破裂事故、重水回路管道破裂事故、燃料操作事故、冷却剂流道堵塞事故）以及假想的3盒组件燃料板熔化超设计基准事故进行了源项分析，分别给出了不同事故和释放途径下释放到环境的放射性核素的量，以防止事故情况下公众和环境遭受过量放射性损伤。     

压水堆主回路失水事故下水锤与管道结构的相互作用分析

传统的水锤分析和管道动力响应计算是分开的,存在一定的缺陷。本文针对核电站主回路假想双端断裂时系统的受力和力矩分析这一问题,对破裂管道分充体和管道的耦合机制,引入描述流体－管道单元的１４个参数和１４个偏微分方程,利用特征线法对水锤和管道结构的相互耦合作用进行了模拟计算。计算得到了更为准确的水锤波和管道的受力和力矩,其波形和数值均与不考虑耦合作用时有所不同。这些计算结果为压水堆核电站的核安全设计和分析     

压水堆主管道破裂工况下的非线性动力响应

在用特征线法和控制体体积积分方法较为精确地计算出压水堆主管道１１个断点破裂工况下各点的受力和力矩的基础上,对主管道和虚拟支撑进行了简化和特殊处理,采用更新的Ｌａｇｒａｎｇｅ法（ＡＤＩＮＡ程序）对破裂管道的非线性动力响应进行了分析研究,获得了较为的主管道运动位移随时间变化曲线。这一研究结果为虚拟支撑和管道的设计提供了依据。     

中国先进研究堆首次临界实验

首次临界对反应堆建设具有重要意义,标志着反应堆基本建成。本文介绍了中国先进研究堆首次临界实验的原理、方法、步骤和结果。在无参考堆,不进行零功率物理模拟实验的情况下,实验进程完全按理论计算的预期进行,向超临界过渡1次成功。实验结果与理论计算结果符合良好。