主管道安注斜接管嘴应力指数计算研究

以压水堆核电机械设备设计和建造规范RCC-M中应力指数的定义为基础,提出一种应力指数的有限元计算方法。采用有限元软件ANSYS建立一垂直支管连接的有限元模型,计算该支管连接的应力指数。通过与RCC-M中规定的支管连接应力指数的比较,验证应力指数计算方法的正确性。。     

斜接管嘴非等温横向射流时近壁流体温度的数值模拟

针对反应堆主管道45°安注斜接管嘴,基于1:9的比例模型,采用计算流体力学程序(CFX)软件,进行了常压条件下安注斜接管嘴主、射流温差分别为30℃和70℃、射流和主流的流速比为0.87～40、构件不同区域内非等温横向射流时的壁温变化及其分布特征的数值模拟研究,得出了构件内主接管相交区、射流下游区、主管侧面区及主管底部各区域测点近壁流体的混合函数。通过对射流与主管流体两种温差下各区域测点混合函数的比较发现,在本次研究中,30℃、70℃两种温差下各点混合函数基本保持不变,各点混合函数的大小与温差关系不大。将本文混合函数的计算结果与同期试验结果进行了比较,二者符合良好。     

反应堆冷却剂系统主管道安注斜接管等温横向射流流动特性的研究

针对核反应堆冷却剂系统中的主管道安注斜接管等温横向射流问题,应用计算流体力学商用软件CFX进行等温横向射流流动的数值模拟,得出了典型运行工况下的三维流场分布.深入研究了射流与主流在不同流速比情况下等温横向射流的流动特性、影响区域及主要影响因素,在所研究的参数范围内,得出了流速比是决定等温横向射流流动特性的最重要因素,同时将数值模拟结果与流动可视化试验结果进行了比较,二者吻合良好.     

堆芯紧急冷却安注热混合实验研究

以核电厂压水堆中失水事故(LOCA)堆芯紧急安注系统(ECCS)启动后安注接管与冷管段的T型管处冷、热流体混合为研究对象,进行安注管和主管道内过冷水-高温冷却剂的热混合特性实验以及过冷水-汽水混合物直接接触冷凝特性实验,通过缩比尺寸实验对热混合相关现象进行研究。结果表明,单相热混合实验管内温度场随不同射流流型成一定分布;两相热混合工况安注后冷凝量随主管蒸汽量变化而成线性分布,并总结实验数据形成适用于本实验直接接触冷凝相关关系式。     

高压安注管道热疲劳现象及改进措施分析

根据高压安注死管段内的热工水力特性,分析管道热疲劳发生的机理。提出大亚湾核电站和岭澳核电站一期高压安注死管段的改进方案,并对改进方案中的新增管线进行疲劳分析后可得,大亚湾核电站和岭澳核电站一期在改进中新增的管线,不会因机组各种运行工况引入的载荷而发生疲劳失效。压力井改进方案是有效的、安全的。     

反应堆压力容器接管嘴内隅角应力强度因子计算研究

本文针对反应堆压力容器接管嘴内隅角,采用含真实裂纹的三维有限元法对温度与压力作用下应力强度因子的计算进行了研究。以某工程压力容器接管嘴内隅角为例,用含真实裂纹的三维有限元法和目前使用的简化工程算法对压力与热载荷作用下的接管嘴内隅角应力强度因子进行了计算,并对两种方法的计算结果进行对比分析。结果表明:当简化工程算法得到的应力强度因子接近规范限值时,应对热载荷引起的应力强度因子进行详细有限元计算,以规避简化工程算法的不保守性给压力容器带来的快速断裂风险。     

高压安注条件下冷管段和环腔流体混合特性的数值分析

压水堆高压安注条件下冷热流体混合会导致承压热冲击现象,影响压力容器的使用寿命。本文基于ROCOM实验装置的实验数据,使用CFD方法对高压安注条件下有密度差的冷热流体混合现象进行了模拟,并对模拟结果进行了验证与分析。结果表明,在冷管段和下降段环腔中流体混合的主导因素分别为强迫流动混合和浮升力驱动混合。在仅有1条冷管段注入的情况下,进入下腔室的流体会再次回流至环腔,从而对冷却剂的混合特性产生影响。     

直接安注反应堆压力容器下降环腔内射流传热试验研究

失水事故工况 (LOCA)下反应堆下降环腔内的流动和传热研究 ,对反应堆压力容器 (RPV)的安全具有重要的意义。通过对一种直接安注的反应堆压力容器内流动和传热的研究 ,将流动分为横穿射流和冲击射流 ,比较了在两种射流下下降环腔内流动和传热的特点 ,分析了流速比和对流换热系数及温度的关系 ,当流速比在 1～ 1 0时 ,流动属于横穿射流 ,对流换热主要由环腔流速决定 ;流速比大于 1 0后 ,属于冲击射流 ,环腔内对流换热主要决定于安注流速 ,此时局部对流换热能力随安注流速的增加而增加     

华龙一号安注箱注入特性优化研究

安注箱主要用于在核电站发生大中破口事故时快速向一回路注入含硼水,安注箱的有效注入流量和持续注入时间对于缓解事故后果有重要影响。本文基于华龙一号安注箱在一回路破口事故工况下的注入特性,通过FLOWMASTER建立计算模型,对安注箱下游直接注入管线阻力特性、安注箱容积和安注箱初始蓄压进行敏感性分析,在满足安全分析要求的基础上,为进一步优化安注箱的设计提供依据。计算分析表明,合理选取直接注入管线的管径和管线布置参数、优化安注箱初始蓄压能进一步提升安注箱的安全性能,进一步减小安注箱容积,节省反应堆厂房空间。     

AP1000小破口事故下非能动氮气安注箱的瞬态特性研究

根据AP1000非能动氮气安全注入水箱的结构和工作原理建立了热工水力模型并开发了计算分析程序TACAP。利用TACAP计算得到了AP1000非能动氮气安全注入水箱在两种小破口失水事故（包括25.4 cm等效直径冷管破口和5.08 cm等效直径冷管破口）下的瞬态特性,得到了箱内水位及注入流量等关键参数的瞬态变化。计算结果表明：安注箱在小破口失水事故后能提供高效的安全注入,对一回路快速地进行冷却和降压,有效地缓解事故后果。TACAP计算结果与西屋公司NOTRUMP程序计算结果基本一致,表明了TACAP程序的适用性和正确性。     

反应堆冷却系统主管道疲劳暨最小壁厚分析方法研究

采用有限元法替代温度场差分方程计算温度瞬态在主管道壁厚方向上的温度分布,将温度计算结果与标准规范的计算公式相结合,从而求解各瞬态交变应力幅,以最终完成先进压水反应堆冷却剂主管道疲劳评定;通过疲劳求解的计算方法研究,提出最小壁厚的优化算法的迭代求解流程,可以依此通过编程最终实现疲劳评价和最小壁厚求解。     

基于APDL的反应堆压力容器接管三维应力和疲劳分析方法

应用ANSYS参数化设计语言(APDL)编制程序,对反应堆压力容器接管的应力和疲劳分析过程进行优化,快速得到接管的应力分布状况、最大应力及疲劳使用系数,并按照RCC-M规范进行评定.     

基于温度场分析的安注管线止逆阀内漏监测方法研究

核管道安注管线止逆阀内漏会造成相关管段的热分层与冷热交替,并引发热疲劳开裂。而止逆阀内泄漏流量的监测对相关管段的热疲劳在线监测以及泄漏的及时发现与处理至关重要。本文提出了一种基于止逆阀前管外壁温度测量的安注管线止逆阀内漏流量监测方法,并以热安注管线为例进行了分析讨论。首先通过流固耦合计算获取了已知主管道流体温度与流量、泄漏流体温度与流量的温度场,定义了止逆阀阀前监测截面热分层特征温度参数,接着通过多变量回归计算,获取了热分层特征温度参数与主管道流体温度与流量、泄漏流体温度与流量的关系式。在实际使用时,只要根据监测位置测量的管外壁温度计算得到热分层特征温度参数,即可利用该关系式,根据电厂现有工艺参数(主管道流体温度与流量、泄漏流体温度)得到泄漏流量。分析表明,热分层特征温度参数与主管道流体温度与流量、泄漏流体温度与流量具有良好的关联性,拟合公式与模拟计算最大误差小于10%,可满足核管道安注管线止逆阀内泄漏流量监测要求。     

反应堆压力容器出口接管力学分析

在核电站的运行过程中,反应堆压力容器出口接管需承受自重、内压、热膨胀、地震和管道载荷.作为保证反应堆安全正常运行的重要部件,必须确保反应堆压力容器出口接管的完整性.本工作应用大型有限元程序ANSYS对压力容器出口接管进行应力强度和疲劳分析,得到出口接管的应力分布状况、最大应力及疲劳使用系数,并按照相关规范的应力限值对出口接管的计算结果进行评定.评定结果表明,出口接管满足规范的要求.     

主管道管径对主泵性能的影响分析

针对压水堆核主泵及其2种不同的主管道冷段管径配置方案,将核主泵与主管道组合建立三维模型,采用六面体结构化网格划分并进行了整个流动区域的非定常流动特性数值计算,得出了不同的主管道冷段配置方案下泵内及管道内的非定常压力脉动特性。分析结果表明:增加冷段管径使主泵本身效率降低,但由于相接的冷段管径增大使水力损失降低,整个系统效率提高了1.3%;配置较大管径冷段可以明显降低过渡段的压力脉动幅值;2种冷段管径方案的泵内导叶入口位置和压水室内的压力脉动幅值差别较小,冷段内压力脉动幅值也较小,且均呈现出无周期和无规律特性;配置较大管径冷段会使轴向力脉动幅值略有降低。     

反应堆冷却剂系统辅助管道缺陷焊缝疲劳分析与评价

根据某核电厂反应堆冷却剂系统辅助管道核1级焊缝的在役检查结果和施工设计阶段应力分析结果,确定了疲劳分析与评价的典型缺陷焊缝.依据WRC502的实验结果和RCC-M规范,提出了用于疲劳分析的含热(微)裂纹效应的疲劳曲线.在此基础上,对机组运行5 a的瞬变统计次数与设计瞬态次数进行了对比研究,采用优化疲劳分析方法对典型缺陷焊缝进行了疲劳分析与评价.评价结果表明:辅助管道核1级焊缝在核电厂运行10 a内不会发生疲劳失效.     

某核电厂主蒸汽管道应力分析

本文研究了某核电厂中主蒸汽系统管道的计算和评定等典型内容。此系统管道运行中承受的载荷工况多样,管道应力状态复杂。为了保证系统管道能够正常运行,在设计上需保证该系统管道的应力能够满足相关规范要求。分析采用管道力学分析软件PIPESTRESS进行,计算模型包括主回路、主蒸汽系统及相关的管道和阀门,分析包含静力和动力计算等。对计算结果依据美国机械工程师学会的ASME及相关规范进行了应力评定,并包含了LBB评定,保证了回路运行的安全。     

中国先进研究堆主回路出堆管接管载荷优化分析

在设备管嘴载荷超值而工况温度又需要提高的情况下,结合系统结构特点,采用先静力工况后动力工况的原则,找到接管载荷超值的主要原因.当温度适当提高后,通过合理调整支架反复对比分析,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.     

基于格林函数方法的核部件疲劳分析方法研究

格林函数法是一种快速求解热应力的方法。本文阐述了格林函数法的理论,并采用快速傅里叶变换（FFT）的方法加速其中关键积分的计算速度;还对疲劳分析后续流程进行了讨论,包括应力线性化、应力极值点选取、雨流计数法应力配对和环境疲劳修正因子计算。结合核电站典型部件模型对开发的程序和算法与ANSYS结果进行了对比验证,对比结果很好地证明了算法和程序的正确性。