用于核设备的综合监测方法和采用该方法的系统

提供了可以监测核设备的结构完整性或运行状态的综合监测方法和使用该方法的系统。一个综合分析单元接收若干信号,用以综合、相互交换并分析来自安装在核设备中的若干异构传感器信号。综合分析单元可以向工作人员发送警报,因为警报单元可以与综合分析单元相连。     

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。     

AP1000非能动安全壳冷却水贮存箱流固耦合动态特性实验和分析

地震作用下,AP1000的非能动安全壳冷却水贮存箱（PCCWST）的水与结构产生的流固耦合作用可能会对安全壳的完整性造成威胁。在AP1000屏蔽厂房的设计中,非规则形状的PCCWST被简化为圆柱体,采用Housner模型进行结构设计,但该简化对冲动质量的影响仍有待研究。本工作以PCCWST为原型,设计完全缩比试验模型和等体积缩比模型,分别进行了振动台模型试验,测量了水晃动频率、结构频率和阻尼比。通过实验数据反推出PCCWST内水的冲动质量和晃动频率等。最后针对AP1000混凝土安全壳建模,采用附加质量法考虑流固耦合效应,利用实体单元模拟水的冲动效应,进行了有限元建模以及模态分析和时程分析,并将结果与其他两种流体单元（Fluid30和Fluid80）的结果进行对比。本文的研究对PCCWST的设计和评审具有参考价值。     

不同国家对核电厂安全壳结构完整性试验要求综述分析

文章结合国内外主要国家对压水堆核电厂安全壳结构完整性试验的基本规定,分别对钢制安全壳和预应力混凝土安全壳结构完整性试验的试验次数及间隔、试验压力、加压卸压速率、加压分级、保压时间、验收准则等方面进行了介绍,指出了各国法规和标准规定的不同之处,并结合某项目的实际打压试验情况,给出了安全壳进行结构完整性试验的建议。     

控制棒驱动机构上部Ω焊缝堆焊修复结构完整性分析

针对核电厂控制棒驱动机构（CRDM）上部Ω焊缝堆焊修复（WOR）技术,采用数值模拟方法进行了修复结构完整性评估。根据堆焊修复参数制定二维轴对称高斯热源等效输入,并采用ANSYS程序的单元生死技术模拟焊接过程,得到了结构的焊接残余应力。考虑电厂运行的全部瞬态,计算了结构的瞬态应力,并开展了疲劳分析。结合焊接残余应力分析和瞬态应力分析的结果,开展了断裂力学分析。结果表明,WOR结构的疲劳结果、应力强度因子及裂纹扩展等方面均能满足相应的规范要求。      

主循环泵惯性飞轮完整性分析

核反应堆主循环泵上安装储能飞轮，能够为反应堆在断电事故下提供冷却剂，避免堆芯损坏。储能系统的结构完整性直接关系到反应堆的安全。本文采用非线性接触算法，利用有限元软件对主循环泵飞轮进行完整性分析。考虑过盈、额定转速和超速等载荷工况，从结构强度和断裂力学两方面进行了分析。计算结果表明，飞轮的结构强度及假想缺陷处应力强度因子均满足标准要求，在规定工况下能够保证其结构完整性。     

假想堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器完整性的研究进展与建议

堆芯熔化严重事故下保证反应堆压力容器完整性非常重要,高温蠕变失效是堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器的主要失效模式。本文介绍了近年来在假想堆芯熔化严重事故下国内外反应堆压力容器高温蠕变行为的研究进展及现状,着重阐述了在材料高温蠕变试验、缩比模型试验和数值模拟等方面取得的成果,以及国内在RPV结构完整性高温蠕变行为研究方面的最新成果,指出了目前研究中存在的问题并提出开展多轴拉伸试验、三维耦合效应的温度场分析和缩比模型试验等研究方向。     

EPRI《蒸汽发生器完整性评估导则》解读

《蒸汽发生器完整性评估导则》是美国电力研究院发布的用于评估蒸汽发生器(Steam Generator,简称SG)完整性的导则。该导则通过SG传热管结构完整性评估、一次侧—二次侧泄漏完整性评估以及二次侧完整性维护进行SG完整性评估。基于导则及相关文献调研与分析,从历史背景、发展历程、内容框架三个方面较为详细地介绍了《SG完整性评估导则》的基本信息,并对我国建立SG完整性评估技术体系的必要性和需开展的工作进行了初步讨论。《SG完整性评估导则》的全面解读对于推动我国核电厂开展SG完整性评估工作具有重要意义。     

高温气冷堆石墨构件的碰撞力学行为研究

高温气冷堆的反射层和隔热层主要由数量庞大的石墨砖和碳砖组成,在地震或冲击载荷作用下,部件之间可能发生滑移和碰撞,影响其结构完整性。简化的数值分析模型是研究这种大规模散体结构的重要手段,而其中模拟碰撞的非线性连接单元参数对分析的收敛性和结果的准确性至关重要。本文对高温气冷堆中石墨构件的3种典型碰撞形式进行了实验研究,测量得到了各碰撞模式下碰撞时间和恢复系数与碰撞速度的关系。针对碰撞实验中边界条件与堆内实际构件的差别,采用商业有限元分析软件ABAQUS对不同碰撞形式进行了数值分析,进一步获得了更为准确的碰撞特性,并通过改进的Hertz碰撞模型对实验和数值结果进行分析,得出了非线性碰撞连接单元的等效刚度系数和等效阻尼系数。最后利用数值分析方法进行了与堆内构件设计相关的质量和间隙尺寸对碰撞单元等效刚度系数和等效阻尼系数的详细研究,为高温气冷堆石墨和碳堆内构件的设计提供参考。     

高燃耗对乏燃料贮存和运输的影响研究

本文对高燃耗对乏燃料包壳结构完整性的影响进行了分析。探讨了影响包壳结构完整性的重要温度限值,即燃料包壳温度限值、包壳溶解温度以及韧脆转变温度(DBTT)。给出了分析包壳结构完整性的方法,对拟在干式贮存设施内贮存超过20年的容器性能及贮存后运输时乏燃料组件的结构完整性进行了分析,并给出了相关建议。     

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。     

Seismic response analysis of full-scale boiling water reactor using three-dimensional finite element method

This paper presents the three-dimensional finite element seismic response analysis of full-scale boiling water reactor BWR5 at Kashiwazaki-Kariwa Nuclear Power Station subjected to the Niigata-ken Chuetsu-Oki earthquake that occurred on 16 July 2007. During the earthquake, the automatic shutdown system of the reactors was activated successfully. Although the monitored seismic acceleration significantly exceeded the design level, it was found that there were no significant damages of the reactor cores or other important systems, structures and components through in-depth investigation. In the seismic design commonly used in Japan, a lumped mass model is employed to evaluate the seismic response of structures and components. Although the lumped mass model has worked well so far for a seismic proof design, it is still needed to develop more precise methods for the visual understanding of response behaviors. In the present study, we propose the three-dimensional finite element seismic response analysis of the full-scale and precise BWR model in order to directly visualize its dynamic behaviors. Through the comparison between both analysis results, we discuss the characteristics of both models. The stress values were also found to be generally under the design value.     

10MW高温气冷堆蓄电池防震架的抗震计算

核级蓄电池需保证地震时能正常发挥作用。蓄电池的抗震性能通过实验来验证，防震架的抗震性能则主要通过计算来验证。由于蓄电池质量较大，与防震架没有固定连接，不易准确对防震架进行抗震计算。本文对10MW高温气冷堆蓄电池防震架进行的抗震计算中，在用有限元分析得到固有频率后，采用等效静力法进行应力计算，确保其抗震设计有足够的裕量。     

地震响应反演核电管道中结构参数方法对比研究

本文研究了以地震响应与地震激励的比值和管道振动控制方程误差为目标特征值时,利用地震响应反演管道中结构参数的可行性与差异。推导了两种方法可通用的迭代数学模型,利用地震响应反演某管道有限元模型中的结构参数。结果表明：合适条件下二者反演结果具有类似的精度,但基于地震响应与地震激励比值的方法具有更高的鲁棒性,适合使用位移响应;基于振动控制方程误差的方法对反演参数初始估计的依赖性更低,适合使用加速度响应。     

核电厂大型组合结构的有限元抗震分析方法研究

在现代核电站抗震设计中,有限元法是各类相关设备抗震分析与评价的重要数值仿真工具。对于形状复杂、部件众多的大型组合结构,采用整体三维建模的有限元模型通常需要很大的存储和计算规模,超出现有的计算条件。因此需要首先研究组合结构各个部件的动力学特性,从而建立合理的三维简化力学模型,并以该模型为基础进行有限元数值仿真。本文以某地车-吊车组合结构为例,给出此类大型组合结构的抗震分析方法,并将等效静力法与反应谱法相结合,对该结构进行分析,最后根据相关法规对各子结构进行评价,以确保总体组合结构在极限安全地震条件下能够保持结构完整性。     

快堆堆芯组件抗震分析方法研究

快堆堆芯组件的抗震安全评价是国家核安全局审评的重要内容,也是中国实验快堆(CEFR)取得装料许可证的必要条件之一.本文使用有限元分析软件CAST3M[1],首先对堆芯单排组件在空气中及液钠中进行抗震响应分析,经比较可以看出,考虑流固耦合作用对计算结果的影响非常显著.在此基础上,对液钠及组件进行单独建模,考虑流固耦合的作...     

核电厂地震易损性分析模型研究

福岛核事故发生后,我国要求开展外部事件对核电厂影响的评价,“十二五”核安全规划要求2015年之前开展外部事件概率安全分析工作。地震是需要重点评价的外部事件之一,而地震易损性分析是地震概率安全评价（SPSA）的一项重要内容,易损性分析模型是地震易损性分析的基础。本文介绍了地震易损性的概念,研究了美国核管会（NRC）和电力研究院（EPRI）推荐的地震易损性模型,并从数学上对该模型进行推导。给出易损性模型的应用实例,讨论随机性和不确定性对易损度的影响。结果表明,进行易损性分析时,需拥有丰富的知识和经验,以减少不确定性,使得到的分析结果更接近实际。     

反应堆堆顶和控制棒驱动机构整体抗震分析

通过建立反应堆堆顶和控制棒驱动机构(CRDM)的整体三维有限元简化抗震分析模型,对反应堆堆顶和CRDM进行了三维非线性抗震分析。该分析模型可真实反映CRDM顶部抗震支承板相互之间、抗震支承板与抗震支承环之间的碰撞作用,以及抗震拉杆的拉压非线性特性,进而获得堆顶和CRDM结构各位置的精确分析结果。通过分析,得到反应堆堆顶和CRDM各部位的载荷,可为部件的应力分析提供必要的地震载荷,为CRDM抗震鉴定试验提供加速度时程等输入数据。     

Modeling of slabs in seismic analysis of nuclear power plant buildings

Safety related nuclear power plant buildings are commonly represented as lumped mass weightless elastic beam stick models to determine their dynamic behavior under seismic ground motions. Implicit in this analysis procedure is the assumption that the floor slabs are rigid. This paper critically evaluates the slab flexibilities in typical power plant buildings and presents a practical approach to include these in the seismic analysis. Vertical as well as horizontal earthquake components are considered. Results presented include amplified floor response spectra for equipment qualification and design forces in floor slabs and the supporting walls. A satisfactory analysis procedure would consist of traditional stick model analysis to obtain overall seismic responses, force distribution by static analysis using suitable methods such as the finite element method and subsystem analysis to evaluate local amplifications, if necessary.     

The seismic reliability of VVER-1000 NPP prestressed containment building

The failure probability assessment of the containment building is an essential feature of the Level 2 PSA studies of nuclear power plants. The primary purpose of this paper is to demonstrate the methodology of evaluating containment seismic induced probability of failure without containment pressurization. The Loviisa, Finland site is one of the most seismically stable in the world and the numerically evaluated seismic induced failure probabilities are not representative for other sites. In addition, the containment concept described in this paper is not the typical Russian design which uses helical tendons in the cylindrical part of the structure and has a ring girder at the spring line of the structure. So the conclusions reached are applicable only to the containment configuration described in the paper. The geometry of the containment was determined by its preliminary design. The seismic hazard of the plant site was assessed during Level 1 PSA of the Loviisa plant. The initial information for seismic fragility analysis of the containment is the seismic response of the structure. The structural model for response analysis was the stick model. The stress analysis of the containment was carried out using the shell element model. The fragility evaluation of the containment was performed with the PROSAN-program. The structure was modeled as a parallel system consisting of the most heavily stressed elements. The resulting fragility curve gives the conditional probability of failure as a function of peak ground acceleration. The seismic hazard and the fragility were convolved to obtain the annual nonexceedance probability distribution for the collapse frequency of the structure.