换料水箱抗震裕度分析

为评价核电厂应对超过设计基准的外部事件的能力,要求对核电厂进行安全裕度分析。采用EPRI SMA方法进行换料水箱抗震裕度计算,考虑的主要失效形式是螺栓失效。首先进行罐体在地震和自重载荷下的受力计算,接下来进行罐壁屈曲能力分析并计算螺栓压持力,最终通过倾翻力矩评定和滑动性能评定给出设备的抗震裕度值。     

中国实验快堆堆内构件应力分析与评定

本文是中国实验快堆堆内构件主要部件的应力分析与评定汇总报告.主要构件包括堆内支承结构、堆芯支承结构、堆内热屏蔽等7类设备.堆内各部件采用有限元方法按其特点进行整体分析或部件分析.文章首先建立结构的计算模型,然后,对有限元计算模型进行在自重、流体流动压差、冷却剂流动引起的结构振动和温差载荷条件下的静态分析计算和结构的模态分析以及地震载荷下的动态分析.最后,按规范要求对堆内各结构在承受的各种载荷条件下进行载荷组合与评定.     

核电站用贮气罐抗震分析

采用有限元法,对台山核电站SBO柴油发电机组用贮气罐进行了结构抗震计算分析。介绍了贮气罐结构的力学建模、载荷条件和地震响应谱分析方法,计算得到了结构的固有频率、振型和地震载荷下的响应,并根据RCCM规范对结构在重力、内压、地震等多种载荷组合下的应力进行评定。结果表明,贮气罐的结构强度满足规范要求。计算结果为贮气罐的抗震设计提供了依据。     

容积控制箱力学分析及评定

采用有限元软件ANSYS对容积控制箱进行力学分析,遵照规范RCC-M2000和ASME相关规定进行相应评定,计算了多种载荷下系统的抗震性能,同时分析了裙座的屈曲性.结果表明,该容积控制箱的设计满足规范相关条款要求.     

化学和容积控制系统下泄热交换器抗震分析

采用有限元方法对辽宁红沿河核电厂一期工程设备中的化学和容积控制系统(RCV)下泄热交换器进行了抗震计算分析,载荷包括自重、压力、温度、接管载荷和地震.根据RCC-M和ASME规范对计算结果进行评定.结果表明,RCV下泄热交换器的设计满足规范要求.     

TMSR-LF1停堆系统高温螺栓连接结构应力松弛分析与结构安全评定

钍基熔盐液态堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel 1,TMSR-LF1)停堆系统螺栓连接结构服役环境约在650°C的高温区域,连接结构包括三种材质的构件;升温过程热膨胀以及高温下寿期内的蠕变效应,对螺栓的预紧力都有很大影响。本文采用ANSYS程序,对TMSR-LF1停堆系统高温螺栓连接结构,在预紧载荷及热膨胀组合作用下的结构进行了应力分析和寿期内蠕变应力松弛分析。考虑从常温升高至工作温度的过程中,连接结构件由于使用不同材料,其热膨胀差导致预紧力发生变化的过程;着重研究分析运行寿期内螺栓结构材料的高温蠕变,所引起应力松弛的变化规律,及其对螺栓连接结构预紧力的影响;并根据ASME-III-5-HBB规范对螺栓进行力学分析和应力评定,论证该螺栓连接件全寿期内结构安全可靠。     

堆内构件螺纹联接件应力分析与评定

堆内构件中的螺纹联接件数量众多且受力复杂,为确保堆内构件结构的完整性,螺纹联接件的应力和疲劳分析必须满足ASME规范的相关要求.鉴于堆内构件对核电厂安全运行的重要性以及在核电厂运行工况下受到多种静、动态外力的作用,本工作根据规范要求,对堆内构件螺纹联接件的预紧力、受力状态、变形计算、载荷分类和组合、应力分析与评定等进行了综合研究,并根据研究成果开发了堆内构件联接件应力评定专用程序,使堆内构件联接件的应力评定工作能更准确、有效地进行,为工程设计和应用提供了可靠和便捷的工具.     

5MW低功率堆堆厂房结构抗震校核

用等效静力分析对5MW 低功率堆堆厂房结构作了抗震校核。根据 IAEA-TECDOC-348的规定计算出各楼层的水平剪力:按我国有关规范进行载荷组合,对重要节点做了强度校核。最后对堆厂房的抗震安全性能作出了评价。结果表明,厂房的关键部位在7度地震下是安全的。     

吸收球停堆系统驱动装置螺栓抗震初步分析

吸收球停堆系统在高温气冷堆中起到相当重要的反应性控制和调节作用。而驱动装置是吸收球停堆系统中控制吸收球下落的关键运动部件。高约5m、呈细长结构的吸收球停堆系统驱动装置通过贮球罐底座与金属堆内构件的上支承板安装面相连。吸收球停堆系统贮球罐和驱动机构均为抗震Ⅰ级设备,故驱动装置连接螺栓的抗震校核计算是非常重要的。在本文中,通过将复杂的驱动装置简化为3段变截面结构,分析结构的超静定问题,对驱动装置内贮球罐底部与顶部的螺栓进行了校核计算。计算结果表明:贮球罐底部与顶部螺栓均在抗拉强度的安全范围内,同时给出了驱动机构薄弱处的支承力。     

不同主泵结构对主系统抗震设计的影响分析

以主系统非线性有限元模型为研究对象,采用ANSYS软件分析不同主泵结构对主系统地震载荷的影响。结果表明,2种主泵模型下主系统地震载荷应力评定均满足规范要求,主泵阻尼器位置要求提高土建抗震设计等级;采用使系统整体频率远离响应谱峰值区的主泵模型计算得到的主系统地震载荷较小。     

Design of water purification system for Tehran research reactor spent nuclear fuels storage pool (wet storage)

Spent Nuclear Fuels Storage (SNFS) is an essential auxiliary facility in nuclear reactors. Following discharge from a nuclear reactor, spent nuclear fuels have to be stored in water pool of SNFS at the reactor or away from reactor to allow for radioactive decay. The storage pool is filled with demineralized water which serves as moderator, coolant and shielding. To prevent corrosion damage of fuels and other equipment a purification system controls the water quality. In this paper, design of a water purification system for optimal water supply and its chemical parameters in the spent fuels storage pool is presented. The main concern of design is to maintain water purity throughout the storage time.Inlet water to the purification system is provided by the make-up system of Tehran Research Reactor, which has low impurities. The ANSI/ANS-57.7 standard has been used for water purification design.     

板状燃料组件非线性振动特性

设计1个能模拟堆芯燃料组件工作环境和力学边界条件的台架,研究板状燃料组件的非线性振动行为。对安装在振动台上的系统进行白噪声随机激励,得到燃料组件响应-激励关系不同方向、不同介质、不同振级共42种工况的系列曲线。试验结果表明:随着激励振级加大,板状燃料组件的第一阶共振频率减小;板状燃料组件在水中的第一阶共振频率远比在空气中的小,且非线性特性仍呈软弹簧特性;板状燃料组件在环境中的振动阻尼大,能大大抑制抗震响应。     

VVER-1000型机组正常运行气液态流出物源项计算

田湾3、4号机组采用俄方设计制造的VVER-1000型反应堆,其正常运行气液态流出物排放源项是检验核电厂设计是否满足国家相关环境标准的重要指标,是辐射防护最优化设计的重要内容之一。以我国压水堆核电厂源项框架体系为基础,通过分析田湾核电站相关工艺系统流程,选取合适的工艺回路部件数学模型,采用电厂设计以及实际运行经验参数,分别计算了设计与现实排放源项,并与俄方计算结果进行对比,说明采用新源项框架体系下气液态放射性流出物的变化情况。     

CARR净化系统的设计及分析

净化系统作为反应堆的一个组成部分,对反应堆的安全运行起着重要作用。本文主要介绍了中国先进研究堆(CARR)重水和轻水4个净化系统(主冷却剂净化系统、重水净化系统、池水净化系统、热水层循环系统)的工艺流程、系统设备、控制仪表、系统布置以及系统运行操作等方面的设计特点。     

多用途一体化轻水堆初步设计方案和安全分析

为满足未来区域性核能供电、核供热、大规模制氢、海水淡化等需求,迫切需要一种结构简单、固有安全性高、经济性高的多用途反应堆.基于此,一种多用途的一体化轻水堆设计概念被提出,包括不同设备的初步设计方案和参数;根据其特点,利用最佳估算程序RELAP5对其中一个设计方案进行了稳压器汽腔破口事故和主泵断电引起的丧失流量事故的确定论安全分析.结果表明,在保守假设条件下,其固有特性和安全系统仍能保证堆芯始终处于被淹没状态,非能动余热排出系统可有效导出停堆后的长期衰变热,从而为进一步研究一体化轻水堆的设计和运行安全特性打下了基础.     

Soil-structure interaction with separation of base mat from soil (lifting-off)

In reactor buildings having a separate base mat and a shield-building (outer concrete shell) of large mass, large overturning moments are developed for severe earthquake loading. The standard linear elastic half-space theory is used in the soil-structure interaction model. For a circular base mat, if the overturning moment exceeds the product of the normal force (dead weight minus the effect of the vertical earthquake) and one-third of the radius, then tension will occur in part of the area of contact, assuming distribution of stress as in the static case. For a strip foundation the same arises if the eccentricity of the normal force exceeds a quarter of the total width. As tension is incompatible with the constitutive law of soils, the base mat will become partially separated from the underlying soil.Assuming that only normal stresses in compression and corresponding shear stresses (friction) can occur in the area of contact, a method of analyzing soil-structure interaction including partial lifting-off is derived, which otherwise is based on the elastic behaviour of the soil. A rigorous procedure to determine the nonlinear impedance function of a rigid plate of arbitrary shape, only in partial contact with the elastic half-space, is developed. Complex dynamic influence coefficients for displacements are used which can either be determined with the finite-element method or based on solutions of displacements on the surface of an elastic half-space at a certain distance from a rigid subdisk. Constant and variable stiffness methods of solving the non-linear equations of motion are explained which also determine the area of contact. Slipping of the entire mat or of a part thereof can also be taken into consideration.A simpler approximate method is discussed. For a given force and moment acting on the rigid plate, the area of contact is determined by iteration or based on quadratic programming techniques using the static influence coefficients for displacements. The complex-valued impedance function is estimated by substituting an equivalent circular plate for the actual area of contact. Transforming the equivalent lumped system to the centre of the plate, the non-linear stiffness and damping matrices of the soil are derived. Formulae are given for the partial lifting-off of a disk and a strip. The results of the numerical method are compared to rigorous solutions for full contact. As an example, the dynamic response of the reactor building of a 1000 Mw plant to earthquake motion is calculated using the rigorous and approximate methods. Parametric studies are carried out. The influence of the frequency on the impedance function and on the distribution of stress in the area of contact, which determines the beginning of lift-off, is discussed.     

微堆安全监督系统

在深圳大学微堆上建立了计算机安全监督系统。通过计算机和有关的探测器,对影响核燃料元件包壳腐蚀和反应堆安全的ｐＨ、电导率和堆水净化柱的γ放射性活度等参数进行实时监督测。系统包括缓发中子测铀装置,一旦核燃料元件包壳破损,系统即将时发出警报。     

管道布置对核电站主系统抗震性能的影响

核电站反应堆冷却剂系统地震分析是核电设计中一项十分重要的工作.主管道布置对系统的抗震性能有一定影响,本工作利用数值计算方法对该问题进行初步研究分析,得到了对实际工程有参考意义的结论.     

操作干预水平缺省值的修正和重新计算

简要介绍了IAEA—TECDOC-953引入的操作干预水平(OIL)的定义和IAEA建议的压水堆事故下操作干预水平的缺省值;着重介绍在反应堆事故情况下．根据监测结果修正操作干预水平缺省值的方法;举例说明了修正和重新计算OIL的步骤。