反应堆堆顶和控制棒驱动机构整体抗震分析

通过建立反应堆堆顶和控制棒驱动机构(CRDM)的整体三维有限元简化抗震分析模型,对反应堆堆顶和CRDM进行了三维非线性抗震分析。该分析模型可真实反映CRDM顶部抗震支承板相互之间、抗震支承板与抗震支承环之间的碰撞作用,以及抗震拉杆的拉压非线性特性,进而获得堆顶和CRDM结构各位置的精确分析结果。通过分析,得到反应堆堆顶和CRDM各部位的载荷,可为部件的应力分析提供必要的地震载荷,为CRDM抗震鉴定试验提供加速度时程等输入数据。     

人工地震加速度时程计算方法研究

对比研究不同的人工地震加速度时程的计算方法,发现不同方法之间的主要差异在于初始时程的获得方式,包括采用与设计响应谱相近的真实地震过程和基于通过响应谱与功率谱密度间近似关系的方法。基于后一种方法,开发人工地震加速度时程计算程序。采用计算实例进行人工加速度时程计算,得到的人工时程具有良好的形态和统计特征参数;人工时程响应谱与设计谱具有良好的相容性。     

大亚湾核电站反应堆厂房楼层反应谱分析评估

大亚湾核电站核岛厂房的抗震分析遵循技术输出国-法国M310型机组的土建技术规范RCC-G,采用简化的阻抗函数法计算地基岩土的作用.根据大亚湾厂址的地基岩土特点,拟采用更为精确的三维连续半空间边界子结构法来考虑地基岩土的作用,并与原设计进行对比.另外,在原设计中采用多组时程作为地震输入,取各组计算结果的平均值作为设计值的基础(称为"平均"法).在研究中基于相同的时程,拟分别采用"平均"法和更为常用的"包络"法,处理多组时程的响应.基于上述两方面,通过反应堆厂房的地震响应计算,得到核电站系统设备重要的设计基础数据-楼层反应谱(FRS),并将计算的楼层反应谱同设计谱进行比较,从而对设计方法及其结果进行评估,为电站的抗震设计裕量评估和安全管理提供可资参考的结论.     

利用HHT产生与多阻尼楼板谱匹配的地震波

美国原子能管理委员会（USNRC）规范规定了用于核电厂抗震分析和设计的地震波要求。在抗震分析和设计中，采用的地震波可与多阻尼目标反应谱匹配，也可与单阻尼目标反应谱匹配。然而，在对核电设备和部件进行动力时程分析时，则需要与多阻尼目标楼板谱匹配的地震波。基于此问题，提出利用希尔伯特-黄变换（HHT）方法，通过修改种子地震波的频率和振幅信息，使之与多阻尼目标楼板谱匹配，且完全符合USNRC规范的匹配标准，从而为核电设备和部件的地震安全评估提供合适的地震激励。      

抗震分析中关于反应谱与功率谱密度函数之间关系的解析

地震运动作用在结构物基础上的反应分析,常规采用确定论方法来求解,如时程法、反应谱方法等.在理论上处理是十分方便的,但往往不能反映真实情况.为此还需要采用非确定论方法作为补充分析,如应用随机振动中的功率谱密度统计方法作为一种补充分析方法,以提高分析结果的可靠性.采用随机过程中穿越阈值次数的概率统计问题作为出发点,求得地震...     

核设备抗震鉴定试验中功率谱密度检验方法分析评估

为满足核设备抗震鉴定试验中输入运动的功率谱密度（PSD）要求,基于对规范背景和目标PSD算法的调研以及典型算例的对比分析,对PSD的检验方法进行分析评估。结果表明,检验PSD最为直观的方法即对比输入运动PSD与目标PSD;根据各类目标PSD算法的结果精度、保守性及其规范依据,推荐使用2014版美国核管理委员会标准审查大纲（SRP）3.7.1节附录B中人工合成时程的方式来计算目标PSD:虽然该算法通常适用于核电厂的厂址设计反应谱,但对于设备抗震鉴定反应谱,仅需将人工合成时程的目标反应谱替换为鉴定反应谱即可;采用本文推荐方法计算目标PSD时,设备抗震鉴定输入运动的PSD检验应与SRP 3.7.1保持一致,即在0.3 Hz到目标反应谱的最高截断频率范围内包络目标PSD的70%。      

核能设施地震动模拟中目标反应谱与功率谱转换方法探讨

针对核能设施地震动模拟中合成人工地震动功率谱包络的要求,比较由反应谱计算功率谱的几种常用方法,并分析各方法中相关参数对结果的影响。此外,采用拟合小阻尼反应谱生成人工时程并取各时程功率谱平均值的方法,可得到与反应谱相对应的功率谱。以AP1000和RG1.60的反应谱及其对应的目标功率谱为分析对象,考察由反应谱计算功率谱各种方法的计算精度,并着重对Kaul方法的适用性进行分析。最后给出核能设施地震动模拟时,获得足够精度功率谱的相关建议。     

核能设施地震动模拟中目标反应谱与功率谱转换方法探讨

针对核能设施地震动模拟中合成人工地震动功率谱包络的要求,比较由反应谱计算功率谱的几种常用方法,并分析各方法中相关参数对结果的影响。此外,采用拟合小阻尼反应谱生成人工时程并取各时程功率谱平均值的方法,可得到与反应谱相对应的功率谱。以AP1000和RG1.60的反应谱及其对应的目标功率谱为分析对象,考察由反应谱计算功率谱各种方法的计算精度,并着重对Kaul方法的适用性进行分析。最后给出核能设施地震动模拟时,获得足够精度功率谱的相关建议。     

LGM冷冻水机组（DEL）抗震分析加速度时程的确定

本文针对LGM冷冻水机组（DEL）抗震分析的实际问题,应用相关的程序,对由机组所处标高处加速度楼层反应谱（RRS）计算得到的人工地震加速度时程进行了相关性分析校核,并对此人工加速度时程进行了频谱及功率谱密度计算,表明此处采用的人工加速度时程的频谱及功率谱密度包括目标谱（RRS）及其功率谱密度的80%,满足有关规范的要求,可以作为DEL时程分析的输入,同时也说明本文采用的分析方法是可行的,为并今后进行类似工作提供了有益的参考。     

基于随机模拟一致危险性谱的核电厂抗震性能分析

为改善概率地震危险性分析对震源传播特性考虑的不足,提出采用随机模拟与概率地震危险性分析结合的方法,充分考虑反应谱生成中震源机制、传播路径和场地效应等影响,生成更为精确的一致危险性谱。结合核电厂具体场地条件对场地近两千年的历史地震进行模拟,并生成同一超越概率下的一致危险性谱（UHS）。为了比较已有的厂址谱（SL-2）和安评报告中的UHS及美国RG1.60谱所生成的地震动对结构抗震性能的影响,以某核电结构为例,建立三维有限元模型,进行动力时程分析。结果表明：不同反应谱对结构的动力响应差别较大,UHS与SL-2对结构的响应较为接近,且略大于SL-2,但小于美国RG1.60谱。基于随机模拟方法生成的一致危险性谱可为核电厂抗震设计提供参考。     

用冲击响应谱合成人工加速度时程的方法

采用地震响应谱合成人工随机加速度时程的方法,根据冲击过程的特点探讨将冲击响应谱合成为人工随机加速度时程方法.对人工随机加速时程与冲击响应谱进行比较的结果表明,这种方法合成的人工随机加速度时程与冲击响应谱具有很好相容性.     

田湾核电站3、4号机组控制棒驱动机构的设计改进研究

分析田湾核电站1、2号机组控制棒驱动机构(CRDM)存在的不足,制定3、4号机组CRDM的设计改进方案。并采用计算和试验方法论证设计改进的可行性,为有效提高3、4号机组CRDM的设备可靠性和核电厂运行的经济指标、增强市场竞争力奠定基础。     

核设备抗震鉴定试验目标PSD生成方法研究

为避免抗震鉴定试验用人工时程能谱特性失真,需满足功率谱密度80%包络的要求。从楼层反应谱、傅里叶幅值谱和功率谱密度之间的互相关系入手,开展楼层目标功率谱密度生成方法的研究。分别采用Kaul公式法和SRP3.7.1附录A快速傅里叶变换法,将楼层反应谱和人工加速度时程转换为功率谱密度。通过对比分析不同方法的基本假设和不确定性以及获得功率谱密度的形状、峰值的差异,推荐用生成楼层反应谱的原始响应时程进行快速傅里叶变换的方法作为目标功率谱密度的生成方法。     

蒸汽发生器地震反应分析及参数敏感性研究

蒸汽发生器是排出反应堆堆芯产生热量的主要设备,是反应堆冷却剂系统压力边界的一部分。其为抗震I类设备,须对其进行地震反应分析。本文建立了蒸汽发生器地震反应分析模型,地震反应分析模型包含汽水分离器组件和管束组件等内件。两个蒸汽发生器模型与一回路管道和压力容器串联,进行地震反应分析,获得地震载荷下的应力结果。同时,本文还就地震反应分析结果对各参数的敏感性做了研究,其中包括另一台蒸汽发生器、支撑、抗振条设置等的影响。研究结果表明,地震反应结果对设备支撑和抗振条设置特别敏感。本文总结了这些参数对分析和设计的指导性意见,供后续核电站蒸汽发生器设计和研发时参考和关注。     

核反应堆控制棒驱动机构电机磁偏特性分析研究

核电厂反应堆的控制棒驱动机构（CRDM）采用同步电机作为机电能量转换的关键部件,电机的单边径向磁拉力会导致电机转子轴系变形,并加剧轴承的磨损,对CRDM寿命和核反应堆运行可靠性产生重要影响。本文分析了CRDM电机径向静偏心、径向动偏心、倾斜偏心的机理,并建立了径向磁拉力、轴向磁拉力计算的数学模型,分析获得了径向磁拉力、轴向磁拉力的变化规律以及与偏心量的关系,结果表明CRDM电机的径向磁拉力相对轴向磁拉力显著较大,并且与转子中心偏心量呈线性正比关系,与转子两端最多倾斜偏心量呈非线性正比关系,所得结论能够为CRDM电机优化改进和轴系结构设计提供指导和依据。      

控制棒驱动机构轴向传热特性试验和理论分析

核反应堆控制棒驱动机构（CRDM）是反应堆关键的安全设备,担负着反应堆的启动、功率调节和安全停堆等重要功能。为保证CRDM在运行工况下的温度,本文对某一型号CRDM轴向传热特性进行试验和理论分析。通过试验,测量磁轭线圈位置处驱动杆内壁温并建立试验系统加热功率与冷却风速的关系,获得了保证磁轭线圈正常工作的最小风速以及最小散热量。通过理论分析,建立了CRDM行程壳体内部热虹吸现象的传热模型,模型计算结果与试验结果吻合良好。     

基于统计的核电厂地震裕量分析建议反应谱

基于美国新一代地震动衰减关系(NGA)数据库中350条基岩强震动加速度记录数据,以及我国汶川M_W7.9地震和芦山M_W6.6地震中获取的14条基岩强震动加速度记录,获得可用于核电厂地震裕量分析的基岩水平向加速度反应谱谱型。获得的反应谱充分考虑了地震规模(震级)对地震动反应谱频率成分的显著影响,在核电厂地震裕量分析中可以考虑厂址所处地震构造环境对输入地震动反应谱谱型的影响。相对于RG1.60谱,给出的反应谱能够更加可靠地反映近场中强地震产生的地震动高频成分。     

先进压水堆一回路地震反应谱分析及参数敏感性研究

压水堆一回路系统包含压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器、主管道和波动管等重要部件,各部件在地震激励下的动态响应与整个系统的结构形式密切相关。本文从系统的角度,以非能动先进压水堆一回路为研究对象,运用ANSYS建立了其三维有限元模型,在模态分析的基础上,进行了三正交方向输入下的反应谱分析,得到了系统在地震载荷下的响应。并对反应谱输入角度和支撑刚度进行了敏感性研究,给出了这些特性参数对结构设计和分析的指导性意见。此外,通过直接积分法得到系统的地震时程响应,并与谱分析的模拟结果进行了对比,同时也为主泵等单个部件的详细地震分析提供位移、加速度输入。最后通过三维实体模型与集中质量模型抗震计算结果的比较,说明建立三维实体模型的必要性。本文为核电站一回路重要设备的结构分析提供了技术支持。     

CRDM管座垂直度变化与可更换性分析

针对现有成熟并广泛采用的控制棒驱动机构(CRDM)管座与反应堆压力容器封头连接结构形式及制造工艺,分析反应堆压力容器水压试验后CRDM管座垂直度变大现象及管座受损后的可更换性问题,基于影响CRDM管座垂直度变化及制约管座更换的关键因素,对管座与封头连接结构进行设计改进,改进后的连接结构可有效解决垂直度控制难题并降低管座更换难度。     

匹配设计反应谱的目标功率谱密度的确定方法

美国核管会标准审查大纲（SRP）3.7.1节要求，核电厂结构、系统和部件（SSCs）抗震设计时程需同时满足包络设计反应谱和匹配设计反应谱的目标功率谱密度（PSD）的要求。本文结合2014版SRP 3.7.1，对匹配设计反应谱的目标PSD的确定方法进行介绍，并根据其算法编写相应的计算程序，通过算例分析对程序结果进行验证。结果表明:计算所得RG1.60谱、美国中东部和西部基岩厂址谱的目标PSD与SRP 3.7.1结果具有较好的一致性，且基于本文所得目标PSD和三角级数叠加法所构造的加速度时程反应谱与设计反应谱匹配良好。本文所给出的目标PSD的确定方法可为核电厂抗震设计时程的PSD检验提供重要依据，且采用本文方法生成目标PSD，设计时程的PSD检验仅需包络该目标PSD的70%。