核电反应堆在地震和失水事故下的结构动力响应分析

以核电厂反应堆在地震和失水事故下的结构动力响应分析为工程背景,对反应堆结构的动力响应分析开展了研究。分析研究形成了-套可用于新核电站反应堆结构设计的完整设计分析系统,介绍了该方法所使用的分析模型,明确了动力学分析模型中考虑的重要因素。克服了结构复杂性、载荷多样性,结构非线性、材料非线性、接触非线性和流固耦合等多重非线性因素,更加精确的模拟了反应堆结构,提高了计算精度。该方法对我国自主开展反应堆事故工况下的设计和安全分析具有良好的推广和应用前景。     

燃料组件在地震和失水工况下的结构动力反应分析

反应堆堆芯燃料组件是核电厂中的核心部件,在核电厂地震和失水事故联合作用下进行详细动力分析与评定,是核电厂设计规范和安全评审的要求.本研究重点是在近20年有关燃料组件地震加失水事故下反应分析和试验研究基础上进行的综合性研究,形成完整的分析和评定系统.该研究成果已成功地应用在秦山、PC两座核电厂的设计分析和安全评审中,对我国自主开展百万千瓦级先进压水堆核电厂主设备在地震加失水事故下的设计和安全分析具有良好的推广和应用前景.     

反应堆系统LOCA非线性动力分析

介绍秦山核电二期工程反应堆系统在一回路管理系统假想的失水事故（ＬＯＣＡ）发生时，系统在流体压力的瞬间变化产生的动态水力载荷作用下的非线性动力分析过程。文中着重介绍了反应堆系统中非线性因素的工程处理方法，非线性动力分析模型的建立和非线性动力学分析方法，对于系统ＬＯＣＡ动力响应及其在设计中的应用也 简要叙述。     

铀氧锆反应堆燃料元件设计

本文论述了铀氢锆反应堆燃料元件设计中的一些主要问题——材料选择和性能、结构设计、设计方法和主要方程式,并给出了主要计算结果.得出的结论是,这种燃料元件无论在稳态运行、脉冲运行还是在反应性事故或失水事故工况下,都是安全可靠的.     

国际革新与安全反应堆（IRIS）初步安全分析

利用最佳估算程序RELAP5对IRIS反应堆的安全性作了确定论分析。首先，对系统的主要部件分别进行了建模和检验，包括：反应堆压力容器、模块式的螺旋管直流蒸汽发生器和非能动应急热排出系统。然后，对整个一回路和安全系统进行了初步的事故瞬态研究。由于IRIS工程处于概念设计阶段，因此发表的报告只能作为初步的分析报告。实际上在目前阶段．反应堆部件、安全系统和反应堆信号逻辑都还没有得到确切的设计。 对3个“常规”设计基准事故进行了初步的评估：冷却剂失流事故、失水事故和主给水丧失事故。结果表明：在失水事战中，安全系统是有效的；在要求的时间内．堆芯能够保持淹没。这为下阶段的初步设计打下了基础。     

受压热冲击下反应堆压力容器内流动和传热研究综述

在发生反应堆失水事故（LOCA）时，紧急安注导致的受压热冲击（PTS）对反应堆压力容器（RPV）的安全有着重要影响，对于失水事故下反应堆压力容器内流动和传热的研究，发达国家已经进行了很年，在试验模拟和数值计算方面均取得了很多的成果，随着我国近年来核电技术的进步，对失水事故下RPV的完整性展开了研究工作，本文总结了国内外该方面研究工作，研究工作中存在的问题和发展的方向进行了探讨。     

反应堆结构三维非线性抗冲击分析

建立三维非线性有限元模型,对反应堆结构进行抗冲击动力响应分析,克服了结构的间隙、接触、摩擦、阻尼、预紧、碰撞、流固耦合、连接刚度等非线性因素;对于吊篮与压力容器间的流固耦合作用,建立水动力质量矩阵,并采用ANSYS声单元验证其准确性;设置了三维的堆芯上下板,并建立了多组燃料组件模型,考虑其预紧、跳起、与围板的间隙及碰撞,并考虑水平与竖直方向的耦合,更加精确地模拟了反应堆结构动力响应;以3个方向的冲击加速度时程作为计算输入,得到了各部件的响应,为各部件应力分析及控制棒驱动线抗冲击试验提供输入。该方法为反应堆结构的三维动力响应分析提供借鉴。      

小破口失水事故非能动系统瞬态特性研究

为了解先进压水堆小破口失水事故下非能动安全壳冷却系统、非能动堆芯冷却系统、非能动余热排出系统的瞬态响应特性,需开展小破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合响应特性研究。分析结果表明,小破口失水事故下,耦合分析中非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统、自动卸压系统和非能动安全壳冷却系统的特性与独立计算有较大差异,小破口失水事故下耦合分析得到的安全壳压力峰值小于独立计算。      

西安脉冲反应堆超设计基准事故动态特性分析

为填补以往西安脉冲反应堆(脉冲堆)超设计基准事故研究的不足,利用RELAP5/SCDAP/MOD3.4程序对脉冲堆系统进行了建模计算,给出了脉冲堆在断电ATWS事故和大破口失水ATWS事故下的瞬态响应特性。计算结果表明:发生断电ATWS事故后,在无人为干涉情况下,反应堆部分燃料可能熔毁;发生大破口失水ATWS事故后,破口位置和尺寸对事故后果的严重程度有重要影响,破口位置在堆池底部时,燃料最高温度低于1 800℃,而破口位置高于堆芯下栅板时,将导致燃料元件熔毁。根据脉冲堆在超设计基准事故下的动态响应,针对两种事故工况分别提出了相应的缓解措施。     

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。