CFD方法在压水堆安全分析中的应用现状和发展趋势

为更好地利用CFD方法解决压水堆安全分析问题,简要介绍CFD方法,着重阐述其在硼稀释、混合和热分层以及受压热冲击等压水堆安全分析问题的应用现状,并提出CFD与系统程序的耦合计算、流固耦合计算和CFD与中子动力学程序的耦合计算将是CFD方法在该领域的发展重点.     

一种鼓型橡胶气囊隔振器结构与性能的研究

设计并研制了由一种织物增强的鼓型膜式隔振器元件,并对其性能进行了测试评估,研究了气囊结构对隔振器性能的影响。结果表明,在载荷为5800kgf条件下,2层织物帘布加强橡胶气囊Z向静刚度为3186N/mm, X/Y向静刚度为1340.7N/mm, Z向动刚度为3410N/mm, X/Y向动刚度为1684N/mm,本型气囊固有频率为3.98Hz,在其倍频12Hz处振动衰减比最低,为66.40%;4层织物帘布加强橡胶气囊Z向静刚度为3376N/mm, X/Y向静刚度为1839N/mm, Z向动刚度为3836N/mm, X/Y向动刚度为2336N/mm,本型气囊固有频率为4.04Hz,在其倍频12Hz处振动衰减比最低,为53.86%。鼓型气囊隔振器的新型耗能模式可使振动大幅衰减,减振功能优异。     

压水堆核电厂堆内构件联接件防松性能振动考核试验

压水堆核电厂反应堆堆内构件联接件在高温、辐照环境中工作,承受由水流、地震等引起的动态载荷,而其中的流致振动往往会导致联接件的松动、脱落,进而影响堆内构件的完整性,因而联接件的防松性能是一个非常值得关注的问题.针对设计寿期为40年的某压水堆核电厂堆内构件联接件的防松结构,阐述根据堆内构件模型流致振动试验结果,确定等效振动考核试验参数的方法,并对联接件的防松性能进行了振动加速考核试验,得到了对实际工程有参考意义的结论.     

堆内构件防断支承组件流致振动分析

堆内构件下部防断支承组件是反应堆堆内构件中堆芯下部支承结构的一个重要组成部分，它位于堆芯吊篮组件的下面，并处于堆内流场中复杂的流体交混区，为保持防断组件的结构完整性，必须对其进行流致振动分析。本文以某300MWe反应堆堆内构件防断组件为研究对象，研究了随机湍动力、拟静态湍动力、旋涡脱落、吊篮运动等流体激励机理对防断组件流致振动的影响。用SRSS法对各激励机理作用下防断组件的各阶动态反应进行组合后，计算了由于流致振动引起的结构动态载荷，为防断组件的应力分析与评定提供了依据。     

高速旋转柔性矩形薄板的动力学建模和近似算法

研究了做高速旋转柔性矩形薄板的耦合动力学建模理论和模态截断法的应用.从连续介质力学中关于柔性薄板的变形理论出发,找出了由于在结构动力学中对无大范围运动柔性薄板的动力学性质影响很小而被忽略的变形量.基于Jourdain速度变分原理,先推导出做高速旋转薄板的动力学连续变分方程,再用有限元法对柔性薄板进行离散.因为用有限元离散时,柔性薄板的广义坐标规模较大,故仿真计算需要时间较长,所以模态截断法被用来缩减广义坐标数量,提高计算效率.此外通过对有限元法和模态截断法的计算结果进行比较,揭示了当矩形薄板作高速旋转时,模态截断法截取低阶模态时会引起误差,选取更高的模态可以用来提高计算精度,通过数值对比得到了模态截断的规律.     

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.     

核电厂主设备在地震加失水事故下的结构反应分析研究

核电厂主设备是核电厂的关键设备.对反应堆堆内构件、控制棒驱动系统、燃料组件和蒸汽发生器传热管等设备进行地震加失水事故联合作用下详细的动力分析与评定,是核电厂设计规范和安全审查的要求.上海核工程研究设计院在主设备的地震加失水事故下反应分析和试验研究的基础上,将主设备作为一个总体进行分析,从而形成一个完整的分析和评定系统.该研究成果已应用于秦山、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.     

核电厂设备抗震设计标准功率谱密度的生成方法

对于核电厂设备抗震设计的输入地震波,通常要求其同时包络目标反应谱（RRS）和标准功率谱密度（PSD）,然而目前国内外对标准PSD缺少统一的算法。在美国核管会标准审查大纲（SRP）3.7.1建议的标准PSD生成方法基础上,优化了迭代过程,提出了一个改进的标准PSD合成方法,并在2个核电设备RRS算例上实现了该方法。结果显示改进的标准PSD生成方法与RRS匹配程度较高,同时计算快速、简便,收敛精度与基于随机振动理论方法计算的结果相似,此法可以作为核电厂设备抗震设计输入人工地震波的标准PSD检验依据。      

抗振条面内接触刚度对蒸汽发生器传热管流致振动的影响

流弹性失稳是引起蒸汽发生器传热管管束失效的一种主要原因。在相同流场条件下,传热管是否出现流弹性失稳与其模态频率直接相关。在实际结构中,抗振条对U型传热管弯管段面内支撑机理与面外的方向上不同,是通过摩擦约束实现的。这使得在模态分析计算中,传热管弯管段支撑处的边界条件设置非常重要。本文将传热管与抗振条接触点处的面外边界条件假设为简支,而在面内方向上用弹簧来模拟抗振条对传热管的摩擦约束。同时,通过改变弹簧刚度,讨论了不同强弱的面内支撑对传热管流致振动的影响。分析结果表明,当抗振条与传热管面内接触刚度较弱时,面内流弹性失稳可能较面外流弹性失稳出现得更早。