与流体晃动相耦合的快堆主容器地震响应的数值模拟

快堆的主容器内存在着自由表面流体,当发生长周期地震时,该流体的晃动会冲击到容器壁,对反应堆造成威胁.本文采用ADINA软件建立快堆主容器的三维有限元模型,模拟了正弦三波激励下液面晃动对容器壁的冲击现象,得到的冲击压力为容器结构完整性分析提供了载荷,验证了运用ADINA软件对自由表面流动进行分析的可行性以及在处理流固耦合问题上的优越性.     

核电厂中流固耦合现象数值模拟研究综述

流固耦合现象在核电厂中广泛存在，该现象引起的结构动力学问题对核电厂结构完整性和安全性有重要影响。目前，国内外对核电厂中流固耦合现象的研究给予越来越多的关注。本文介绍华北电力大学在该方面的一些研究进展，例如，快堆燃料组件抗震分析新的流体附加质量计算方法研究；蒸汽发生器换热管双管漩涡脱落的数值模拟；一个先进堆燃料组件平行板上流动引起的漩涡脱落数值模拟；由地震引起的自由表面对快堆主容器冲击现象的研究；移动粒子法求解液面晃动及晃动引起离散现象的研究等。     

CEFR主容器内正弦三波激励下液面晃动响应

开发了一套可用于估算正弦三波激励下液面晃动对容器壁和顶盖冲击压力的工程方法,计算结果为中国实验快堆(CEFR)主容器及堆内构件的应力分析提供了重要的载荷输入。     

堆本体抗震试验动力相似关系推导与验证

为确保堆本体抗震试验中流体对流效应、脉冲效应和堆本体结构响应的准确性,需保证重力、流体与固体惯性力、结构弹性力和结构应变的相似性。本文从固体结构的振动方程、不可压牛顿流体的动力学方程、流固交界面的边界条件和环形柱体域内液体线性晃动的动力学公式出发,基于控制方程的量纲分析法,推导了考虑液体晃动效应的堆本体地震响应动力相似关系。基于上述相似关系建立了堆容器堆内构件和堆容器内自由液面流体域的缩尺模型,通过有限体积法分析堆容器堆内构件原型和缩尺模型中液体的晃动固有频率、晃动波高、压力以及液体晃动对堆容器支承裙的倾覆力矩。结果表明本文动力相似关系具有合理性和准确性,可用于堆本体缩尺模型的抗震试验研究。     

采用无网格移动粒子法数值模拟闪蒸射流

采用具有良好捕捉流体界面特性的无网格移动粒子法(MPS粒子法)对闪蒸射流过程进行二维直接数值模拟。该数值方法采用完全的拉格朗日描述定义流体运动，流体离散为可移动的粒子，流体控制微分方程转化为粒子间的相互作用。直接数值模拟结果与相关实验结果一致：发生于界面的闪蒸将射流剥落为锥状，射流长度随压力衰减比的增加而变短。     

自然循环中冷凝液滴自由表面识别的改进

自然循环过冷沸腾过程是第3代核电站非能动安全性的基础,该过程中冷凝液滴的传热计算对核电站的安全性具有重要意义。本研究采用移动粒子半隐式（MPS）方法对该过程进行模拟。为了对该过程中冷凝液滴传热传质界面的识别进行改进和优化,提出一种基于全局扫描的自由表面识别方案,将该方案以及其他3种典型的自由表面识别方案应用于冷凝液滴撞击液面问题。结果表明：采用粒子数密度法的自由表面识别方案、采用法向量扫描的自由表面识别方案和采用弧度法的自由表面识别方案皆因其方法本身的缺陷而无法精确地对液滴自由表面进行识别;而采用全局扫描的自由表面识别方案,能克服上述方法的缺陷,准确地对自由表面粒子进行识别,且其求解得到的压力场与物理实际最为接近。这种新型的基于全局扫描的自由表面识别方案为今后计算冷凝液滴交界面处传热传质问题打下了良好的基础。     

用DYTRAN程序计算贮液容器液面晃动

贮液容器的液面晃动问题是反应堆工程中的重要问题之一。MSC－DYTRAN有限元程序能较好地模拟贮液容器的液面晃动问题。本文以反应堆压力容器和研究堆水池为研究对象，利用DYTRAN有限元程序分别对圆柱形和矩形贮液容器的液面晃动进行了分析。结果表明：在频率大于1Hz的激励下，液面晃动幅值较小；在较低频率激振下，液面晃动幅值较大；在短形容积的液面晃动中还存在液体飞溅现象。     

中低放废物近地表处置顶盖设计与审评的计算机程序（HELP）的验证与应用

本文介绍了对美国环保局用于中低放废物近地表处置顶盖设计和审评的计算机程序ＨＥＬＰ程序的验证与应用。用本院包气带水分运移现场试验数据对ＨＥＬＰ程序进行了验证分析，结果表明ＨＥＬＰ程序的预测结果是合理的。用ＨＥＬＰ程序分析了我国西南地区条件下顶盖表面层厚度和表面层状况对顶盖中水分分布的影响，在此基础上对典型顶盖性能进行了模拟分析。模拟结果表明，顶盖表面植被对顶盖中水分分布影响很大，在顶盖设计中应充分重视；在潮湿地区，废物处置的安全性必须考虑处置系统的化学屏障作用。建议在今后的顶盖研究中，加入工程经济的内容，以实现顶盖设计的优化。     

采用多边形壁面的MPS粒子分裂算法研究

反应堆严重事故模拟中涉及大量含有自由界面或组分界面的多相流动,不具有拓扑结构的粒子法在这类流动的模拟中有其独特的优势。本文在移动粒子半隐式（MPS）法的基础上开发了适用于多边形壁面的粒子分裂模型。针对多粒径模拟及多边形壁面的特殊性,对粒子有效半径、数密度、梯度算子模型、拉普拉斯算子模型和表面粒子识别模型等进行改进,并对分裂过程进行简要阐述。将改进后的MPS法运用于无挡板及有挡板的溃坝实验模拟计算。计算结果表明,采用多边形壁面的粒子分裂模型对复杂自由液面捕捉清晰,且计算时间仅为传统MPS法的18.75%,但监测点的压力波动较大。改进后的模型在保证准确性和精度的同时提高了计算效率,为进一步计算三维相变传热奠定基础。     

采用组合质量-弹簧模型的快堆卧式贮钠罐晃动分析

在核电工程中广泛使用各类形式的储液容器,储液容器的抗震分析必须考虑液体晃动的影响。针对矩形储液容器,不同于传统的单向质量-弹簧模型将液体晃动对容器侧壁、底部的作用都等效为对侧壁的作用,本文提出一种组合质量-弹簧模型及计算公式,模拟了液体晃动分别对容器的侧壁、底部的作用。组合质量-弹簧模型在三维有限元模型上的加载位置更加合理,容器底部的应力结果更加真实。利用组合质量-弹簧模型对中国实验快堆的卧式贮钠罐进行横向晃动有限元计算,算例表明了计算结果的可靠性。组合质量-弹簧模型为储液容器的有限元抗震分析提供了一种有效的方法。     

考虑流固耦合效应的快堆堆本体抗震试验模化方法

为准确模拟快堆堆本体中液体晃动对主容器的作用，本文建立了一种考虑流固耦合效应的快堆堆本体抗震试验模化方法，不仅保证加速度相似比严格为1，还保证了流体与结构的质量比与原堆的相同。依照上述试验模化方法，分别设计了与快堆原型比尺为1∶25（大）和1∶50（小）两个缩比试验模型。为验证上述理论方法的有效性，对这两个模型进行了地震动力学数值模拟，并比较了大模型和小模型的模拟结果。比较结果表明，大、小模型的地震动响应参数比值满足推导得到的理论准则，从而通过数值试验方法验证了上述模化方法的有效性。该模化方法可为快堆堆本体抗震试验提供理论依据。     

基于相似理论的快堆氩气空间温度场实验研究

本文在实验装置上研究了池式快堆主容器内氩气空间温度分布特性。实验结果表明,气体温度在封闭空间中间大部分区域维持一个相对恒定的温度,这是封闭空间内液面自然对流换热的固有特点。根据实验结果分析,提出了氩气空间高度和主容器冷却系统设计应统筹考虑的设计思想,可用于优化池快堆主容器肩部设计,对大型快堆主容器冷却系统优化设计具有参考意义。     

三维离散纵标方法在反应堆精细屏蔽计算中的应用研究

随着计算能力的发展,三维离散纵标方法(SN)已逐渐为反应堆辐射屏蔽计算的主流方法之一。本文就三维SN方法应用于反应堆的精细化屏蔽建模与分析的关键问题进行了研究,主要包括精细化几何建模、堆芯固定源模型的创建和数据库截面参数敏感性分析等内容。在此基础上,本文以典型的压水反应堆为对象,构建了精细的三维SN计算分析模型,以压力容器快中子注量率为算例,完整实现了反应堆的精细化三维SN建模与分析,并将三维SN结果和蒙特卡罗方法的计算结果进行了比较分析。对比结果表明,精细化三维SN方法具有较高的计算精度,验证了三维SN方法在反应堆精细屏蔽计算问题中的有效性和正确性。     

Creep-fatigue design evaluations including daily load following operations for the advanced burner test reactor

In this paper, creep-fatigue design evaluations are carried out with representative duty cycle events for the advanced burner test reactor (ABTR), the sodium-cooled fast reactor (SFR), and the advanced recycling reactor (ARR) pre-conceptual design. Especially, the creep-fatigue damage by the duty cycle daily load follow operations are investigated with the detailed evaluations by the ASME-NH procedures. The main targeted component is the reactor vessel which has hot and cold pool free surface regions inducing significant thermal gradients at elevated temperatures. To reserve the creep-fatigue design margins, appropriate design modifications are investigated and proposed based upon the results of sensitivity studies. For the creep-fatigue evaluations, the SIE ASME-NH computer program, which implements the ASME-NH rules, is used with the results of the ANSYS elastic finite element analysis. From the results of the evaluations, the proposed modified design conditions satisfy the ASME-NH creep-fatigue limits with sufficient design margins. Especially, it was found that the daily load follow operations have an impact on the fatigue damages when compared with the other duty cycle events that were investigated but that the calculated values are so small as to be negligible, and the creep damages are slightly enhanced but they are also negligible.     

反应堆压力容器直接安注热分布特性研究

我国非能动系列压水堆将应急冷却系统冷却水的注入管道直接连接于压力容器上,与传统的冷管段安注不同,这种安注方式被称之为反应堆压力容器直接安注。本文以安注条件下的反应堆压力容器为研究对象,采用物理实验与数值分析结合的方法,对安注流体在压力容器表面形成的热分布形态进行研究。研究发现,不同于传统的主管道冷段斜接管安注方式,直接安注条件下安注流体在下降环腔中的分布形态接近于等腰三角形。以实验结果为基础,结合数值计算验证,发现了压力容器热分布角与流速比成正比关系,并进一步提出了安注流体分布计算模型,从而为反应堆安全设计提供参考。      

池式反应堆堆内流场数值模拟

以板型燃料组件池式反应堆为研究对象,采用计算流体动力学程序CFX5对堆内流场进行了数值模拟,结果表明:流过堆芯燃料组件的流速较大,在燃料组件出口位置流速达到最大值;无论是否带有围桶,堆内压降均主要集中在堆芯燃料组件上,入口流量增大,堆芯燃料组件上的压降随之增加;堆芯上部腔室和下部腔室的压力变化很小;在相同的入口流量下,带与不带围桶的堆芯进出口差压非常接近。     

超临界水冷堆主容器出口管的设计

采用计算流体力学软件CFX对超临界水冷堆主容器出口管的温度分布进行数值分析。研究提出在出口管与主容器之间设计一隔热套管，以避免出口管与主容器直接连接，从而降低主容器与出口管相连接处的温度梯度，提高反应堆的安全性。研究结果表明：隔热套管的几何参数，如直径和长度，对隔热套管与出口管相连接处的温度梯度有一定影响。     

Aseismic study on the reactor vessel of a fast breeder reactor

This paper presents the results of a seismic study using an scale steel model and a scale plastic model which simulate the reactor vessel of a loop type Fast Breeder Reactor (FBR). The main purposes of this study are to confirm the structure/liquid interaction and the aseismic safety of the reactor vessel experimentally, and also to verify the validity of the seismic response analysis model of the prototype vessel.The characteristics of coupled vibration between the structure and liquid were clarified, and the approach of calculation model to aseismic design was worked out. And, the dip plate and other core internals were found to be effective in suppressing the liquid free surface oscillation.