HTR石墨砖单柱模型抗震试验与分析

高温气冷堆的堆芯结构材料主要为石墨砖,在地震载荷下的动力学响应比较复杂。基于山东荣成石岛湾200 MW高温气冷堆示范核电站(HTR-PM)的设计,建立石墨砖单柱模型进行不同工况的振动台试验。通过白噪声、正弦波和人工地震波进行动态特性探查试验和功能验证试验,获得结构的自振频率、阻尼、加速度和位移响应等参数。结果表明,石墨砖单柱的非线性特征明显,自由状态下结构的一阶自振频率在1~5 Hz之间。石墨砖间的相对位移小于5 mm,满足设计准则要求。     

高温堆堆芯支承结构比例模型抗震试验研究

高温气冷堆是国际核能届公认的第4代反应堆6种堆型之一，也是我国科技重大专项支持研发的新堆型，其石墨堆芯支承结构是散体结构，在地震载荷作用下的结构动力学响应和连续体结构有较大不同，表现出强烈的非线性和离散性。在已经开展的抗震研究基础上，设计并开展了HTR-PM石墨堆芯支承结构1∶4整体模型抗震试验研究，分析了抗震试验过程中测得的动态特性数据，与模型试验结果进行了对比，得到了模型的加速度和位移变化规律：模型的加速度随着模型高度增加而增大；石墨砖的位置越高，其响应振幅越大。由结构的各种动态响应特性及其分布规律可得，高温气冷堆堆芯支承结构设计能够满足抗震设计要求。     

HTR-PM侧反射层结构相似模型抗震试验与分析

采用石墨键榫系统连接固定的HTR-PM堆芯在地震下表现出非线性特征。为研究HTR-PM堆芯的非线性响应,清华大学核能与新能源技术研究院开展了堆芯侧反射层结构的1∶3相似模型抗震试验。试验模型由石墨砖、碳砖、石墨圆榫、方键和燕尾键组成。试验分下筒无球、下筒有球和全模型有球3种工况。每种工况分别施加白噪声、OBE、SSE等多种载荷。通过试验获得了侧反射层模型的模态、加速度动态响应、位移动态响应等结果。试验加载符合安全标准,堆内构件在地震载荷下的完整性得到验证。     

高温气冷堆石墨堆芯结构双层模型抗震研究

石墨堆芯结构包围球床堆芯,是高温气冷堆的重要组成部分。为满足其长期安全可靠运行的要求,使其设计合理、完整性得到保证,对石墨堆芯结构的动力学响应和结构完整性进行了研究,揭示其在运行中承受各种载荷条件(特别是地震)下的动态响应。完成的石墨堆芯结构双层模型抗震台试验中,测量模型在各种地震作用下的动力特性变化;考核石墨结构的刚度(变形)、强度和位移;分析榫、键等石墨构件的受力变形状况,整体结构的扭转。统计石墨构件经抗震试验后的破损数量,并分析了其破坏原因;通过初步的试验和模拟对比分析,探讨了石墨结构动力学响应的主要影响因素。为今后完成更大比例更复杂石墨堆芯结构模型抗震研究奠定了基础。     

模拟堆芯散体结构地震响应的简化新方法

针对核反应堆堆芯散体结构在地震载荷作用下的复杂响应,提出一种高效的三维模拟方法。该方案采用Abaqus软件中刚体及连接器功能,将堆芯散体结构简化为弹簧和阻尼器链接的质点系统,通过合理的简化获得相关力学参数。同时开发出一套脚本程序以实现堆芯结构三维简化模型的参数化建模。数值算例表明,在保证模拟工程精度的前提下,该方法的计算效率比常规方法提高百倍以上。     

核级石墨辐照变形对辐照应力和寿命的影响

石墨是高温气冷堆的堆芯关键结构材料,其机械性能,尤其是辐照后特性,对反应堆的运行安全至关重要.不同牌号的石墨在制备工艺上有较大差异,导致内部微观结构的不同,从而影响石墨的辐照变形.本工作通过对高温气冷堆堆芯侧反射层石墨砖的辐照行为进行数值仿真,分析不同石墨材料的辐照变形对石墨结构的辐照应力和辐照寿命的影响.结果表明,石墨结构的辐照应力和辐照寿命对石墨材料的辐照变形高度敏感.相关结论将为高温气冷堆堆芯石墨砖的结构设计提供重要的数值依据.     

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。     

AP1000堆芯围筒组件在空气中动态特性试验研究

通过堆芯围筒组件模拟件(1:1)的动态特性试验,可以获得AP1000堆内构件堆芯围筒组件在空气中动态特性(固有频率、阻尼比和对应的振型)。本试验采用多输入多输出(MIMO)试验方法进行模态试验,获得了堆芯围筒组件前6阶的固有频率、阻尼比与相应的振型。试验结果为建立反应堆设备系统模型及堆芯围简组件流致振动分析提供可靠的固有特性参数。     

蒸汽发生器螺旋式传热管动态特性简化解析分析

本文建立了螺旋管结构动力分析的简化模型，给出了该简化模型的固有动态特性解的半解析数值实现方法。算例表明，该建模是合理的，该数值方法精度良好、占用机时少于有限单元法。计算结果与试验结果符合较好。     

ASME规范概率评价方法对细颗粒石墨的适用性研究

石墨由于其高中子散射截面和低中子吸收截面特性,被广泛应用于第四代高温气冷堆中作为慢化剂、反射层和堆芯结构,故保证其结构完整性对反应堆的安全运行非常重要。由于石墨材料强度分散,概率论方法评价其失效较常用的确定论评价方法更为合适。目前,美国ASME规范采用的概率方法主要针对NBG-18这种大颗粒石墨,对我国高温气冷堆核电站工程项目采用的细颗粒石墨IG-110的适用性未知。同时,我国成都碳素生产的高温堆备选石墨NG-CT-01颗粒大小与IG-110相似,也为细颗粒石墨。因此,文章研究ASME规范概率方法对细颗粒石墨的适用性,并通过实验数据加以验证。结果表明,对于细颗粒石墨,ASME规范过于保守,低估了材料的强度性能。     

Optimization of a pebble bed configuration for quasi-direct numerical simulation

A high temperature reactor (HTR) is envisaged to be one of the renewed reactor designs to play a role in nuclear power generation including process heat applications. The HTR design concept exhibits excellent safety features due to the low power density and the large amount of graphite present in the core which gives a large thermal inertia in the event of an accident such as loss of coolant. However, the possible appearance of hot spots in the pebble bed cores of HTR may affect the integrity of the pebbles. This has drawn the attention of several scientists to understand this highly three-dimensional complex phenomenon. A good prediction of the flow and heat transport in such a pebble bed core is a challenge for CFD based on the available turbulence models and computational power. Such models need to be validated in order to gain trust in the simulation of these types of flow configurations. Direct numerical simulation (DNS), while imposing some restrictions in terms of flow parameters and numerical tools corresponding to the available computational resources, can serve as a reference for model development and validation. In the present article, a wide range of numerical simulations has been performed in order to optimize a pebble bed configuration for quasi-DNS which may serve as reference for validation.     

核数据对球床式高温气冷堆燃料元件中子学特性的影响

球床式高温气冷堆采用了球形燃料元件,燃料区域由石墨基体和弥散在其中的包覆燃料颗粒构成,其外有与石墨基体相同材料的包壳;燃料球堆叠成填充率约为0.61的球床式堆芯活性区。在堆芯物理计算中,必须考虑其特殊的双重非均匀性结构对共振计算的影响。此外,由于石墨起到了中子慢化和结构材料的重要作用,其截面参数的准确性对共振计算和临界计算均有很大影响。本文采用蒙特卡罗中子输运计算程序SCALE/KENO-Ⅵ和Serpent-2,对比分析了ENDF/B Ⅶ.0和ENDF/B Ⅶ.1版本核数据库对不同燃料模型的有效增殖因数(keff)及反应率的影响,并进一步比较了不同双重非均匀性处理方法对计算结果的影响。结果表明,由于石墨吸收率增大,使用ENDF/B Ⅶ.1版本核数据库所得keff小于使用ENDF/B Ⅶ.0版本核数据库的结果,且计算模型中石墨材料越多,计算结果相差越大:对于包覆颗粒模型差别约为200pcm,对于燃料元件约为700pcm,对于堆芯单元约为1 600pcm。SCALE/KENO-Ⅵ程序使用DOUBLEHET模型进行多群蒙特卡罗计算所得结果与连续能量模型计算结果吻合良好,且计算效率高,对燃料球模型而言可节省约85%的计算时间。     

高温气冷堆用石墨材料的腐蚀实验与软件模拟

在高温气冷堆进水进空气事故下,空气和水蒸气会与堆内的石墨材料发生化学腐蚀反应,从而可能影响反应堆的安全。为研究高温气冷堆内石墨材料的氧化腐蚀特性,本文利用气相色谱法实验测量了IG-110石墨在不同温度和不同气体组分配比情况下的腐蚀速率及腐蚀产物,并利用THERMIX/REACT软件对整个石墨腐蚀过程进行了模拟。研究结果表明：反应温度对石墨腐蚀的影响最为显著,腐蚀速率随着温度的升高而增大,同时随着温度升高,CO与CO₂的含量比也逐渐增大。通过与实验结果对比分析,验证了THERMIX/REACT软件用于高温气冷堆安全分析的可靠性。     

包覆颗粒燃料分布随机性的影响研究

高温气冷堆采用弥散在石墨基体中的包覆颗粒燃料。包覆颗粒在燃料球内的离散分布及燃料球在堆芯内的离散分布共同导致了燃料分布的双重不均匀性,其分布还具有随机性,由此可能对反应堆的某些参数造成影响。建立适当燃料颗粒随机分布的几何模型,并用MCNP对模型进行相关计算,并与规则分布模型相比较,分析了分布的随机性对有效增殖因数的影响。结果显示,燃料颗粒随机分布会使全堆有效增殖因数较规则模型的稍大,两种模型偏差的主要原因在于两种颗粒排列方式在空间和角度分布的不同。     

Model of particle resuspension in turbulent flows

The graphite dust generated in an HTR/PBMR during normal reactor operation is deposited inside the primary system and becomes radioactive due to sorption of fission products. A significant amount of radioactive dust may be resuspended and released to the environment in case of LOCA. Therefore accurate particle resuspension models are required for HTR/PBMR safety analyses.Thermal-hydraulic safety analyses of HTR/PBMR type reactors are typically performed using computer codes such as FLOWNEX, MELCOR, or SPECTRA. None of these codes currently includes a well-tested mechanistic resuspension model.The resuspension model based on the Vainshtein model has been developed and implemented into the SPECTRA thermal-hydraulic system code. The resuspension model formulation has been extended in such way that other formulations, for example the Rock’n Roll model, may easily be defined and used within the general model framework.Several test calculations were performed, including comparisons of the numerical SPECTRA results with the analytical solutions obtained by means of MathCAD. Furthermore, comparisons with the experimental results of the Reeks and Hall, and STORM experiments were made. It was concluded that the model gives satisfactory results for a number of tests.     

高温气冷堆热工分析模型改进与堆芯温度场分析

更准确地模拟球床式高温气冷堆堆芯温度分布,是反应堆安全分析尤其是超高温运行研究中的关键问题之一。由于堆芯球流运动具有不确定性,石墨块和碳砖等结构材料采用散体布置,堆内冷却剂流道复杂,对热工水力准确模拟造成困难,可进一步优化。本文结合HTR 10的结构特点和流道特征,简要分析了堆芯传热过程,说明了在热工模拟中准确划分结构和流道对获取更精确的堆芯温度分布的重要意义。详细梳理了冷却剂流动路径,改进了在THERMIX程序下建立的HTR 10原有热工分析模型,更合理地模拟了堆芯冷却剂漏流行为,使得模型对堆芯冷却剂流动和传热过程的描述更准确。与试验数据对比,改进后的模型对堆芯外围系统的温度分布模拟准确性显著提升。计算结果表明,反应堆在额定设计工况下满功率稳态运行时,燃料和反射层最高温度均未超过材料的耐热限值。     

10MW高温气冷实验堆初装堆方案设计初步分析

设计了10MW高温气冷实验堆初装堆的两个方案(方案1为“普通燃料球+石墨球”,方案2为“普通燃料球+天然铀球”),采用高温气冷堆物理设计程序包VSOP对其进行分析计算,结果表明:两方案均能实现比较平稳地向平衡态过渡.就过渡过程中的单球最大功率、最大燃耗等参数而言,方案2优于方案1.