14 地震作用下容器中液体晃动的质量-弹簧模型

在地震作用下，贮液容器中的流体与容器相互作用，使容器底部和侧壁承受流体的压力，即液动压力。美国民用工程师协会规范《安全相关核设备的地震分析及说明ASCE4-86》（简称ASCE4-86）对此给出了全面说明和简单有效的一维的集中质量．弹簧梁模型。本工作目的在于把ASCE4-86中的对流压力的模型扩展到三维中去。经过验证，该模型是有效的。     

地震作用下容器中液体晃动的质量-弹簧模型

在地震作用下,贮液容器中的流体与容器相互作用,使容器底部和侧壁承受流体的压力,即液动压力。美国民用工程师协会规范《安全相关核设备的地震分析及说明ASCE4—86》(简称ASCE4—86)对此给出了全面说明和简单有效的一维的集中质量-弹簧梁模型。本工作目的在于把ASCE4—86中的对     

考虑SSI效应的核电站泵房结构楼层反应谱分析

采用Super SAP和CLASSI程序对某在建核电站泵房结构进行了极限安全地震震动和运行安全地震震动情况下的土壤-结构相互作用(SSI)的地震分析,揭示了结构在时域内的特性;通过傅立叶变换(FFT)分析了结构在频域内的特性,求得建筑结构中各楼层反应谱,结合核电厂设计规范分别给出了在较硬地基岩土条件下,结构考虑和不考虑SSI时各楼层反应谱,并对其进行了比较分析.结果表明,SSI效应对结构楼层反应谱的谱形、谱值以及零周期平台高度有一定的影响.     

基于响应曲面和重要性抽样方法的热力系统参数失效概率计算

本文研究了将响应曲面与重要性抽样相结合的方法用于复杂热力系统参数失效概率的计算。建立了热力系统物理过程参数失效的数学模型,在此基础上研究了将响应曲面与重要性抽样相结合的算法模型,并给出了热力系统组成设备的性能退化模型和基于重要性抽样的仿真流程,进而对反应堆净化系统工作过程中参数失效问题进行了分析计算。研究表明,对于高维、非线性特性明显并考虑性能退化的复杂热力系统参数失效概率的计算,重要性抽样法较直接抽样能以较高效率获得满意精度的计算结果,而响应曲面法存在局限;响应曲面和重要性抽样相结合的方法是分析热力系统物理过程参数失效的有效方法。     

UN核芯TRISO燃料颗粒破损概率模型研究

TRISO燃料颗粒由核芯和4层包覆层组成,具有良好的裂变产物包容能力。TRISO燃料颗粒破损概率是表征TRISO燃料事故安全特性的关键参数。本文基于修正的PANAMA破损概率计算方法,在考虑UN核芯裂变气体释放导致的气体内压以及内外致密热解炭层辐照蠕变和收缩作用的基础上,开发了UN核芯TRISO燃料颗粒压力壳式破损概率计算方法,并采用IAEA基准题6和基准题9对模型进行了验证;基于开发的UN核芯TRISO颗粒破损概率计算方法,采用随机抽样统计方法分析了事故工况下UN核芯和包覆层设计参数(包括包覆层尺寸及密度)对UN核芯TRISO燃料颗粒破损概率的影响。研究结果显示,疏松热解炭(Buffer)层设计参数是影响TRISO颗粒破损概率的关键因素,可通过降低Buffer层尺寸及密度分布设计标准偏差的方法降低UN核芯TRISO燃料颗粒的破损概率。     

UN核芯TRISO燃料颗粒破损概率模型研究

TRISO燃料颗粒由核芯和4层包覆层组成,具有良好的裂变产物包容能力。TRISO燃料颗粒破损概率是表征TRISO燃料事故安全特性的关键参数。本文基于修正的PANAMA破损概率计算方法,在考虑UN核芯裂变气体释放导致的气体内压以及内外致密热解炭层辐照蠕变和收缩作用的基础上,开发了UN核芯TRISO燃料颗粒压力壳式破损概率计算方法,并采用IAEA基准题6和基准题9对模型进行了验证;基于开发的UN核芯TRISO颗粒破损概率计算方法,采用随机抽样统计方法分析了事故工况下UN核芯和包覆层设计参数（包括包覆层尺寸及密度）对UN核芯TRISO燃料颗粒破损概率的影响。研究结果显示,疏松热解炭（Buffer）层设计参数是影响TRISO颗粒破损概率的关键因素,可通过降低Buffer层尺寸及密度分布设计标准偏差的方法降低UN核芯TRISO燃料颗粒的破损概率。     

OCr18Ni1OTi管道钢的随机循环应变-寿命关系

试验研究了管道钢OCr18Ni1OTi的随杨循环应变-寿命关系。基于Coffin-Manson方程，提出了考虑了任意存活概率和置信度的随机CSL关系的模型及参数的求解方法模型由概率-应变-寿命曲线、置信度-寿命曲线和概率-置信度-应变-寿命曲线组成，分别用于表征试验数据分散性规律、数据量以及两者同时对概率评价的影响。试验数据的分析结果验证了模型的有效性和实用性。     

基于RAVEN的SGTR事故概率安全裕度分析方法研究

介绍了一种基于RAVEN软件通过蒙特卡洛（MC）抽样的风险指引的安全裕度特性分析（RISMC）方法,综合分析热工参数、人员动作时刻不确定性对蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故安全裕度的影响,并将计算结果与传统安全评价方法进行比证。针对事故关键影响参数,基于MC抽样量化影响安全裕度的关键参数样本,利用RELAP5程序建立SGTR事故的系统仿真模型,通过RAVEN软件进行耦合计算并加以分析,最终获得该电厂模型在辅助给水系统失效情况下SGTR事故的概率安全裕度及其对各影响参数的敏感度。      

核电厂辅助给水系统水箱抗震分析研究

本文针对成熟M310堆型核电厂储液容器辅助给水系统(ASG)水箱,根据ASCE 4—98,采用基于壳模型的有限元法以及两种不同的地震输入,完成了抗震分析,并依据RCC-M规范J篇进行了地震屈曲评价。结果表明,ASG水箱原设计存在一定的地震屈曲风险。在此基础上本文对ASG水箱的结构设计分析给出了建议。     

高精度相关变量随机数序列产生方法

当对反应堆物理计算结果进行不确定性分析时,需产生多维相关变量随机数序列。为产生高质量的相关变量随机数序列以减少样本数量,本文首先从理论上分析给出了之前的多维相关变量随机数序列的协方差矩阵与真实的协方差矩阵有差别的原因,据此提出了解决方法,并采用数值计算对解决方法进行了验证。验证结果表明,对于3个变量的抽样序列,高精度相关变量抽样方法采用20个样本便得到与原相关系数矩阵一致的矩阵,抽样样本数量较之前的方法减少了5个量级;而对于33群的²³⁸U辐射俘获反应道,即使抽样样本数为34,最大相对误差亦仅0061%,由此证明了方法的有效性。最后,利用不同方法对铅基快堆LFR进行了分析,传统正态分布抽样样本总数较高精度相关变量抽样方法的样本总数高1倍,其最大相对误差为12.5%,而高精度相关变量抽样方法的最大相对误差仅1.7%,计算精度有明显提高。结果表明该方法具有工程应用前景。     

核电厂房三维有限元模型考虑土-结构相互作用的简化方法

为将集总的半无限地基动刚度等效离散给三维厂房结构的筏板基础,借鉴简化的集中质量厂房模型考虑土-结构相互作用(SSI)分析方法,通过力矩等效,推导三维厂房结构考虑SSI的弹簧-阻尼器等效离散模型,并通过模态分析和动力时程分析验证了此等效离散方法的正确性和合理性。这种第一步求解集总的地基动刚度,然后基于通用的有限元软件在三维厂房筏板基础施加弹簧-阻尼器的方法,相对于其他人工边界法更简便易行,便于工程应用。     

热中子在~6LiD中转换为14MeV中子的有效产额分析

简述热中子转换为14MeV中子的原理。建立了由一个热中子转换为可利用的14MeV中子的有效产额的计算分析模型。计算出热中子被6Li吸收的概率、氚核T在6LiD中未泄漏的概率;给出了氚核T和氘核D发生聚变反应以及氚核T与6Li发生聚变反应的截面及其14MeV中子的产额随6LiD厚度变化的曲线。结果表明:当6LiD材料的厚度在0～0.5 mm范围内时,14MeV中子的有效产额随6LiD厚度近似直线增大,然后随6LiD厚度缓慢增加逐渐趋于一个稳定值;当6LiD材料的厚度分别为0.7、1.0 mm时,一个热中子转换为14MeV中子的可利用的有效产额分别为3.18×10-4和3.53×10-4。     

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。      

0Cr18Ni10Ti管道钢的随机循环应变-寿命关系

试验研究了管道钢0Cr18Ni10Ti的随机循环应变-寿命关系。基于Coffin-Manson方程,提出了考虑了任意存活概率和置信度的随机CSL关系的模型及参数的求解方法。模型由概率-应变-寿命曲线、置信度-应变-寿命曲线和概率-置信度-应变-寿命曲线组成,分别用于表征试验数据分散性规律、数据量以及两者同时对概率评价的影响。试验数据的分析结果验证了模型的有效性和实用性。     

考虑SSI效应的核电站厂房楼层反应谱对比分析

在集总参数表征的场地动阻抗框架内,国内外主要核电厂抗震设计规范均推荐单一常系数弹簧-阻尼器并联体系表征均质场地动力模型。结合土-结构相互作用数值分析的最新发展,本文以CPR1000型反应堆厂房的集中质量简化模型作为研究对象,基于ASCE4-98规范、RCC-G规范、集10参数等适用于均质场地的集总参数地基模型以及适用于非均质复杂场地的粘弹性人工边界场地模型,开展了直接法和阻抗子结构法两种时程分析方法的对比研究,并将得到的楼层加速度反应谱与SASSI程序计算结果进行对比,互相验证了不同地基动力数值模型以及计算方法的有效性,对于评价核电厂地基适应性具有一定的指导与参考意义。     

多种影响因素下的设备易损性计算

抗震裕度评估是核电厂地震安全评估的方法之一,通过地震易损性分析计算高置信度低失效概率的抗震能力值是抗震裕度评估中很重要的一步。本文对于同时受到多种失效模式影响的设备易损性计算进行了研究,讨论了蒙特卡罗抽样方法和拉丁超立方分布抽样方法在设备易损性计算中的应用,对两种抽样方法的计算效率和准确度进行了评价。结果表明,在小样本抽样计算时拉丁超立方抽样方法有更好的计算效率和收敛速度,在1 000次样本数量时,两种抽样方法计算结果均可达到收敛。     

非能动安全系统可靠性评估方法初步研究

非能动安全系统可靠性的分析是广泛采用非能动设计的新一代核电厂概率安全评价(PSA)的重要内容,其量化分析需根据非能动安全系统可靠性评估对象,确定影响系统运行的关键参数,结合事件序列对非能动系统进行研究。本文以AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)设计阶段的可靠性研究为例,结合丧失主给水事故,根据燃料包壳完整性以及系统稳定性的功能准则,确定影响PRHRS的关键参数和设计参数。采用拉丁超立方抽样(LHS)确定输入参数组合,运用RELAP5/MOD3程序进行不确定性传递计算,进行关键参数对系统功能敏感性评价与确认,进行系统功能可靠性分析,为AP1000概率安全评价提供PRHRS可靠性估计。     

核电厂非能动余热排出系统的失效概率评价

先进核电厂设计中大量采用非能动安全系统提高反应堆安全性。但目前尚无系统性评价非能动系统的成熟方法,而且概率安全评价(PSA)也未考虑非能动系统自然循环现象不确定性导致的功能失效。在欧盟非能动系统可靠性评价研究项目(RMPS)研究成果的基础上,以压水堆二次侧非能动余热排出系统(PRS)为研究对象,基于统计学和热工水力计算确定了影响性能的参数重要度,进而利用蒙特卡罗抽样和响应面分析对全厂断电事故下的PRS自然循环失效概率进行了量化分析评价。初步评价结果表明:非能动系统功能失效概率为2.14×10-3,在PSA中应当充分考虑各种非能动系统的功能失效。本文的评价方法还可以为非能动安全系统设计优化提供支持。     

悬挂式储液罐抗震分析

针对悬挂式储液罐建立了2种有限元抗震分析模型。模型1为基于Housner模型和ASCE 4-98规则的质量-弹簧模型。该模型将液动压力对容器底部的弯矩等效为侧壁的压力,并通过提高侧壁压力的高度实现等效。模型2是对Housner模型的改进,是通过公式计算液动压力对容器底部的弯矩,并将弯矩直接施加在容器底部。对所建立的2种模型进行了模态求解和谱分析,并对结果进行对比。结果表明,模型1并不适用于悬挂式储液罐的抗震分析,它忽视了容器底部的弯矩在容器底部到支耳之间引起的应力,其应力结果不符合实际且不保守,而模型2的结果更可靠。     

岭澳核电站3,4号机组反应堆保护系统概率安全评价结果校算

为了评估数字化仪表控制系统对核电厂安全的影响,以电厂停堆系统和专设安全设施驱动系统为例,参考西门子公司提供的故障树逻辑,对主泵流量低及功率量程中子通量高于整定值停堆故障和蒸汽发生器(SG)低-低水位和同一SG中主给水流量低故障进行了概率安全分析.分析中分别采用西门子公司提供的输入数据及通过失效率、试验时间以及β因子方法计算得到的数据,对西门子的分析结果进行了校算,在主要割集和失效概率上得到更为真实的结果.结果表明,考虑2种多样性的反应堆保护系统停堆I&C功能需求失效概率均值为5.5×10~(-8),符合分布式控制系统(DCS)合同中确定的可靠性目标值(1.0×10~(-7))和辅助给水电动泵驱动信号功能需求失效概率均值(5.21×10~(-6)与8.32×10~(-6)),也符合DCS合同中确定的可靠性目标值(1.0×10~(-5)).