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.     

中国加速器驱动嬗变研究装置次临界反应堆概念设计

根据中国加速器驱动嬗变研究装置(CiADS)的建设要求,完成了CiADS中次临界反应堆的概念设计。次临界反应堆为液态铅铋冷却快中子反应堆,采用半池式-半回路式的布置方式,通过主容器的中心管实现了与散裂靶在结构上的耦合。燃料组件及换料方式采用相对成熟的技术方案,设置了铅铋主冷却剂辅助系统,通过多种专设安全设施来保证反应堆的安全。CiADS次临界反应堆充分考虑了堆靶耦合界面的可实现性,利用了液态铅铋冷却剂良好的传热性,结合了池式堆冷却剂自然循环的特性及回路式堆冷却剂装量少的特性,具有良好的可行性、安全性、布置灵活性和技术扩展性。     

中国铅基研究实验堆主容器初步地震响应分析

中国铅基研究实验堆(CLEAR-Ⅰ)为铅铋合金冷却的一体化池式结构,地震情况下高密度液态铅铋晃动引起的流固耦合效应会对主容器结构产生影响。本文基于双向流固耦合方法,在ANSYS Workbench仿真环境下计算了CLEAR-Ⅰ主容器对典型地震激励的响应,得到了层流模型(None(laminar))和k-ε模型(k-Epsilon)下结构的位移响应与应力响应。结果表明,考虑地震载荷和铅铋合金重量的情况下,CLEAR-Ⅰ主容器抗震设计性能良好,能够维持结构的完整性。     

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。     

铅铋快堆一回路充排系统可靠性分析

铅铋快堆属于第四代反应堆,其一回路采用液态铅铋合金冷却.铅铋快堆一回路充排系统可以调节反应堆主容器内液态金属液位,该系统充满含有放射性物质的液态金属,其可靠性水平对反应堆运行及安全有重要影响.本文以中国科学院核能安全技术研究所·FDS团队自主设计的铅铋快堆一回路充排系统为研究对象,运用故障树分析方法对该系统进行可靠性分...     

CARR导流箱设计

CARR导流箱（见图1）是堆本体的重要组成部件。导流箱作为CARR分配主冷却剂容器，既是反应堆系统压力边界的一部分，又是堆芯容器自然循环冷却系统的组成部件；并为反应堆内的冷却剂入口总管、垂直孔道、2根停堆安全棒、堆芯容器、自然循环瓣阀等设备提供支撑定位。     

基于移动粒子法的快堆自由表面流体对容器顶盖冲击现象的数值模拟

快堆的主容器内存在自由表面流体，当发生长周期地震时，该流体的晃动有可能冲击到容器顶盖，对反应堆的安全造成威胁。文章引入移动粒子法——MPS方法来模拟流体的运动。在验证了该粒子法对于容器内自由表面晃动问题的准确性和有效性之后，进一步模拟了正弦三波激励下液面晃动对容器顶盖的冲击现象，得到的冲击压力可为容器结构完整性分析提供载荷。     

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。     

核电厂应急补水箱(ASG)地震响应对比分析

随着计算机性能的提升和数值计算方法的发展,流固耦合相互作用分析方法越来越多的用于工程中大型储液容器的抗震分析工作。但在实际应用中发现,流固耦合方法和集中质量-弹簧模型方法进行抗震分析得到的流体晃动振型、振型有效质量和容器壁面应力分布等数据存在明显差异。本文,针对核电厂储液容器的地震响应问题,详细比较了两种方法计算结果的差异,分析了流体晃动振型、振型有效质量和容器壁面应力分布存在差异的原因。     

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。     

CEFR反应堆容器散热计算

CEFR高温的冷却剂与外界大气之间存在巨大的温差。尽管反应堆表面设有保温层,散热量仍很可观。为了确定热量排出情况,保证反应堆安全,本工作对堆容器的散热情况进行计算。计算范围包括主容器、氩气层、保护容器、保温层等。根据边界条件的不同,计算了4种状态下的系统散热情况:额定功率运行、冷停堆、热停堆及全厂断电事故状态。计算考虑热传导、对流及辐射等多种热传递方式。采用热工流体程序STAR-CD,按照1∶1的比例,六面体Hexa网格模拟堆容器结构。计算方法为压力隐式算子分割算法。计算结果显示:堆容器系统的温度由内到外逐渐降低,在…     

液态金属冷却反应堆主容器双向密封特性分析

液态金属冷却反应堆是第四代反应堆的重要堆型,一回路采用池式布局以液态金属作为冷却剂。该类堆型具有较高安全性,一回路覆盖气体压力较低是重要的系统特征。在正常运行下,主容器内气压为负压,而在基准事故下,主容器内部气压上升而转变为正压。因此主容器的气体密封需具有气体双向密封能力以同时满足内部负压强和正压强的气体密封要求。本文根据双气压模式的特点,通过在主容器与顶盖连接处布置双道金属C型密封环实现双向密封的功能。并以典型主容器密封为例,利用有限元分析获得了金属密封环在正负两种气压模式下的非线性响应,包括回弹曲线、径向滑移量和接触应力,再通过泄漏理论得到主容器的密封性能参数。计算分析结果表明,主容器的气体双向设计密封性能良好,能够保证密封要求,可为有类似环境要求的主容器密封提供一定参考。     

快堆燃料组件抗震分析流体附加质量计算方法研究

浸没在液态钠中的快堆堆芯组件在地震作用下发生振动,可能导致组件结构损坏或堆芯结构变形,从而影响反应堆结构完整性和安全.流体使该振动表现为强烈的非线性,因此,研究地震引起的流固耦合效应对快堆抗震分析十分重要.本文主要研究流固耦合问题中附加质量的计算方法,该方法由Westergaard首先提出,是一种考虑水体对结构作用的简化动力学计算方法,它将动水压力等效成质量附加在结构上,质量等效原则自提出在各行业得到广泛应用,但缺乏详细理论推导.本文首先推导出附加质量公式,并对该公式进行有效性分析;接着对单根和两根组件用CASTEM在空气和水中进行建模;最后将频率、碰撞力分别与试验值比较.结果表明,计算值和试验值吻合.     

板状燃料组件入口堵流事故下流场和温度场的瞬态数值计算

板状燃料组件具有结构紧凑、换热效率高、深燃耗等特点,故被广泛应用在一体化反应堆和实验用研究堆中。在堆芯窄矩形流道中,冷却剂一般采用自上向下的强迫循环方式。在某些事故工况下,譬如由于燃料元件的辐照肿胀、堆内材料碎片或异物随冷却剂循环流入堆芯,可能引发堵流事故。该事故将造成燃料板失冷,板温升高,可能导致局部冷却剂蒸干,威胁燃料包壳的完整性,甚至造成放射性外泄,引发严重事故后果。本文采用CFD软件ANSYS FLUENT 12.1对板状燃料组件在入口95%部分堵塞和全部堵塞的工况进行了瞬态数值模拟。计算中考虑了冷却剂和燃料板的流固耦合传热问题,并对所得三维流场、温度场及影响因素进行了分析。     

储液容器跌落事故的有限元分析

考虑了流固耦合效应在储液容器跌落分析中的作用,采用耦合欧拉-拉格朗日(CEL)方法模拟液体在储液容器跌落过程中的惯性效应以及液体对容器所产生的侧向液动压力,综合考虑了流固耦合效应对储液容器跌落过程中容器本身的变形和动态响应的影响。结果表明,该方法可以较为准确地评价容器的安全性和结构设计的合理性,也为同类结构的设计评价提供参考。     

反应堆冷却剂系统抗震支撑方案改进

对M310堆型的反应堆冷却剂系统(RCS)进行抗震计算,发现蒸汽发生器(SG)的地震响应偏大,并认为是支撑结构刚度不足所致。基于以上研究,提出RCS支撑的改进方案。抗震计算证明改进方案能加强SG的支撑刚度,提高RCS的抗震能力。     

失水事故引起反应堆堆内结构动响应分析的声学有限元方法

失水事故引起的反应堆堆内结构动响应是反应堆结构动力学的重要问题。现有的分析计算方法主要是基于计算流体动力学(Computation Fluid Dynamics,CFD)的单向/双向流固耦合分析方法,数值预测精度较高但计算成本过高。本文基于以流体和固体位移和流体压力为基本未知量的势流体声学有限元理论,采用商用有限元软件ADINA和流固界面共节点网格技术,对德国HDR(Heiss Dampf Reaktor)实验堆V32破口失水事故进行了数值模拟。声学有限元-结构耦合计算结果与文献中的实验测试结果和基于CFD的双向流固耦合结果吻合良好,但比CFD方法更易于实现且具有较高的计算效率。研究结果为反应堆失水事故下堆内结构动响应提供了一种简单而高效的分析方法。     

约旦次临界装置抗震分析

对于小型核设施的抗震分析,通过地质勘查得到地震谱的方法是不现实的,但可参考核电站的地面设计响应谱等标准得到。对于充液容器,使用液固耦合方法分析液体晃动相当困难,可采用刚性壁理论,最终通过附加质量法,实现工程计算。对于高支腿容器底板的螺栓连接结构,若常规的点点耦合方法过于保守,可采用面面耦合法进行模拟。     

超临界快堆给水控制失效瞬态控制分析

超临界快堆是一次通过循环,瞬态安全特性不同于现有的轻水堆.以控制棒、汽轮机主进汽阀、反应堆冷却剂泵作为超临界快堆的控制方式,在给水控制系统失效瞬态事故工况下,研究该堆采用不同控制方式时,反应堆内压力、功率、冷却剂温度、冷却剂质量流量及包壳表面温度等参数随时间的变化情况.结果表明:采用汽轮机主进汽阀与控制棒联合控制时,反...     

CEFR主容器压力试验简介

快堆主容器为核安全一级设备，是反应堆一次冷却剂和覆盖气体的承压边界，用于包容装载冷却剂钠和堆内设备并形成反应堆一回路系统，其直径近8m，壁厚25mm，属于大尺寸薄壁容器，分几个大的零部件运至现场并组装焊接而成，加工制造要求高、难度大。主容器在现场安装完成后进行压力试验，以对其制造和安装质量进行最后检验。为减少因水压试验带来的种种困难，