受内压作用下的C形密封环密封特性数值模拟研究

针对C形密封环受密封内压及密封沟槽挤压作用下的密封行为进行三维数值模拟研究。通过研究可知,密封内压及沟槽挤压的共同作用使各层结构产生额外的变形,当产生塑性变形后将影响C形密封环的密封性能。通过模拟不同大小的内压作用可知,C形密封环的密封性能将随内压的增大呈衰减趋势,当内压p>20 MPa时,衰减速率加快;另外,为了保证密封可靠性,C形密封环的最大密封内压应不超过100 MPa。     

安全壳静水中的屈曲临界深度分析

安全壳作为海上核电站的一道重要安全保障,需设计其发生沉没事故时的临界安全深度。由于安全壳尺寸较大,且在沉没时会呈现各种姿态角,为便于安全壳结构的工程设计,本文提出了一种安全壳在静水中的屈曲临界深度系数法。结合目前已成熟的安全壳屈曲规范计算,对安全壳进行了静水压力下的屈曲安全设计,并分析了结构几何缺陷对屈曲临界深度系数的影响。结果表明：随着安全壳厚度的增加,其屈曲临界深度系数逐渐增加,但增加率逐渐变小;安全壳的厚度越小,屈曲临界深度系数对几何缺陷敏感性越强。该方法是在目前压力容器均匀外压下的屈曲安全设计规范的基础上以及在缺乏相应的安全壳静水中的屈曲试验情况下的一种折中方案。     

LOCA工况下环形燃料元件内包壳外压屈曲试验研究

环形燃料一种安全高效的新型核燃料。为对环形燃料元件冷却剂丧失事故（LOCA）下整体受压失效形式的问题进行研究,将环形电加热棒、模拟芯块和试验件组装成试验装置,在空气环境中,以环形电加热棒外加热的方式,对环形燃料元件内包壳进行了外压屈曲试验,并将试验屈曲压力与Bresse?Bryan公式计算结果和特征值屈曲数值模拟分析结果进行了对比分析。结果表明：Bresse?Bryan公式计算结果除以安全系数m=2?5得到的结果高于试验结果而不够保守,试验结果分布于特征值屈曲数值模拟分析结果的1/5?1/3之间。本文结果可为环形燃料元件安全评价及后续工程化提供基础数据。     

全厂断电引发的严重事故中反应堆压力容器失效机理研究

以国际上典型的第2代3环路压水堆核电站为研究对象,采用严重事故最佳估算程序RELAP/SCDAPSIM,对全厂断电引发的严重事故中反应堆压力容器失效机理进行了计算分析。计算结果表明,RELAP/SCDAPSIM程序中的COUPLE二维有限元模型能够详细地预测压力容器内熔融物的行为特性,所给出的下封头失效时间和失效位置与已有实验结果吻合。     

严重事故下反应堆压力容器下封头耦合烧蚀传热分析

核电站严重事故发生后,反应堆压力容器（RPV）固壁在熔池作用下会发生烧蚀、减薄。开展RPV下封头耦合烧蚀传热分析对堆坑注水有效性论证和RPV剩余壁厚确认有重要的理论指导意义。本文以CPR1000反应堆压力容器为研究对象,在FLUENT 17.2平台下,基于动态网格方法和UDF二次开发,构建了综合考虑RPV固壁瞬态烧蚀与导热、RPV内壁热流密度再分布及RPV外壁过冷沸腾的全耦合计算模型,获取了9 000 s内的堆坑两相流场分布和RPV固壁烧蚀温度场,分析确定了最小剩余壁厚和发生位置。结果表明：使用动态网格捕捉壁面烧蚀的方法可行,本文全耦合计算模型在分析RPV固壁瞬态烧蚀过程方面有一定优势。     

Coupled Ablation and Heat Transfer Analysis of Lower Head for Reactor Pressure Vessel under Severe Accident Condition

After a reactor core melts accident, the solid wall of the reactor pressure vessel (RPV) will be inevitably eroded by the melting core which contains large density of heat flux. The analysis of the coupled ablation and heat transfer of the lower head for RPV is of great theoretical significance to the effectiveness demonstration of water injection in reactor pit and the confirmation of the residual wall thickness of RPV. In this work, numerical simulations were carried out based on the RPV model of CPR1000 using the CFD software FLUENT 17.2. Based on dynamic mesh model and user-defined function (UDF) redevelopment, a fully coupling calculation model considering the transient ablation and heat conduction of solid wall of RPV, the redistribution of heat flux density in RPV inner wall and the subcooled boiling of RPV outer wall was established. Both two-phase flow pattern in the reactor pit and temperature field of RPV solid wall ablation within 9 000 s were obtained and the minimum residual wall thickness and the occurrence location were determined by analysis. The results show that it is feasible to use dynamic mesh to capture wall ablation. The fully coupling calculation model has certain advantages in analyzing the transient ablation process of RPV under severe accident.     

用Charpy试样研究核压力容器钢的韧性转变温度曲线

用一个标准Ｃｈａｒｐｙ试样及试验过的该试样的两个半截试样所获得的８个“再造Ｃｈａｒｐｙ复合试样”评定核压力容器用Ａ５０８ＣＬ３钢冲击韧性或断裂韧性的温度转变曲线。研究结果表明，用这种方法可得到一条较为可靠而完整的核压力容器钢的冲击韧性或断裂韧性随温度的转变曲线。这相当于在核监测计划中，只需取出一个Ｃｈａｒｐｙ试样即可得到完整的材料性能曲线，这对于提高核压力容器中子辐照脆化监测的可靠性很有价值，特别是对于运行时间较长（堆芯内监测试样数量已经不多）的核容器寿命预测和安全监视尤为重要。     

提高核压力容器中子辐射脆化断裂韧性监测可靠性的新方法

为了从经受中子辐射过的小样品中获得更多的信息,提高监测试验的可靠性,对断裂韧性试验用过的试样加以二次开发利用具有重要意义。本研究对断裂韧性辐射脆化监测试验用过的 Charpy尺寸试样进行重新设计和利用,从1个试样只能得到1—3个断裂韧性试验数据提高到9个数据,从而显著改善和提高核压力容器中子辐射脆化断裂韧性监测试验和评定的可靠性。同时,对影响预制疲劳裂纹深侧槽 Charpy 尺寸复合试样合理设计的诸因素进行了探讨。