华龙一号蒸汽发生器流致振动关键技术研究及应用

在理论建模和实验研究的基础上,提出了两相流激振力无量纲归一化的方法,构建了更为精确的两相流激振力功率谱密度包络谱。引入界面流速和滑速比等两相流参数,建立了一种两相流流弹失稳数学模型,形成了先进的两相流中管束结构流弹失稳评估方法。基于流体力与管束漩涡脱落相耦合的振动机理,创建了更能反映流体力与管子振动耦合的新尾流振子模型,提出了三维弹性管漩涡脱落诱发振动的快速预测方法。研发了完备的蒸汽发生器流致振动评价软件,为流致振动分析和评价提供了有效的分析工具,形成了高效的流致振动关键技术工程应用体系。     

大亚湾核电站小支管振动测量结果分析评定

大亚湾核电站在运行中,有部分辅助系统的小支管(管径不大于5.08cm)的振动较大,并有少数小支管出现振裂的情况,给核电站的安全运行带来不利影响.在大亚湾核电站十年安全审评时对辅助给水系统、安全壳喷淋系统、反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统、化学和容积控制系统、反应堆硼和水补给系统、余热排出系统、安全注入系统和设备冷却水系统的潜在敏感管进行了现场振动测量.本文按相关要求对测量结果进行了分析评定,给出敏感管清单及改造建议.     

秦山核电二期工程反应堆主冷却剂系统与辅助系统力学分析

介绍了在秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统力学分析工作中所使用的设计规范、准则、分析方法、分析模型、使用载荷、分析结果等情况.主冷却剂系统结构分析是系统和部件设计的基础,包括静力分析、地震分析和失水事故分析(LOCA)三大部分,为各设备部件、管件、支撑及土建结构提供设计载荷和其它接口参数;辅助系统力学分析对核辅助管道进行了应力、疲劳和热棘轮分析,以验证管道在核电厂寿期内的结构完整性,为支撑的布置和选型提供依据.同时总结了设计工作中积累的经验和发现的不足,为将来的核电厂的设计工作提供参考.     

反应堆冷却剂系统辅助管道缺陷焊缝疲劳分析与评价

根据某核电厂反应堆冷却剂系统辅助管道核1级焊缝的在役检查结果和施工设计阶段应力分析结果,确定了疲劳分析与评价的典型缺陷焊缝.依据WRC502的实验结果和RCC-M规范,提出了用于疲劳分析的含热(微)裂纹效应的疲劳曲线.在此基础上,对机组运行5 a的瞬变统计次数与设计瞬态次数进行了对比研究,采用优化疲劳分析方法对典型缺陷焊缝进行了疲劳分析与评价.评价结果表明:辅助管道核1级焊缝在核电厂运行10 a内不会发生疲劳失效.     

传热管在内外流体及间隙作用下的非线性振动特性

考虑轴向伸长引起的几何非线性和间隙支撑非线性,利用尾流振子模型模拟了流体力的变化及传热管振动的耦合,基于力平衡法建立了传热管在内外流体和间隙支撑作用下的非线性运动方程,采用4阶Runge-Kutta算法计算了耦合系统的动力学响应,研究了传热管在内外流体和间隙支撑作用下的非线性响应特性,得到了不同内流速度下以外流速度为分叉参数的分叉图。结果表明,内流速度对有支撑间隙的传热管耦合系统的动力学特性有重要影响。     

智能优化算法在华龙一号核级管道布置优化中的应用

华龙一号(HPR1000)作为三代核电堆型,与二代改迚型核电机组相比有很大改迚。这些改迚对管道力学分析和布置优化提出了更高要求,管道在地震载荷下的应力、阀门地震加速度、预埋板评价等成为管道力学分析评价的制约因素,初始的布置往往不满足力学评价要求。迚行HPR1000核级管道力学分析时,开发了基于遗传算法的智能优化程序,并对管道上支撑的位置、支撑功能、管道局部走向等变量迚行优化,快速得到满足所有力学评价要求的布置方案,大幅提高了管道力学分析和布置优化的效率。     

反应堆冷却剂系统动力分析流体附加质量研究

在核电厂极限设计事故工况时,由于动力载荷的作用,反应堆冷却剂系统内部存在诸多流体与固体耦合现象,采用流体附加质量的方法等效系统内部的流固耦合现象。对反应堆冷却剂系统中存在的流固耦合附加耦合质量的计算方法进行研究,梳理燃料组件之间、吊篮与燃料组件之间、压力容器筒体与吊篮之间以及蒸汽发生器传热管之间流固耦合质量的计算方法,有效模拟流体和固体之间的耦合效应,为建立动力分析模型提供有力的技术支持。