核电厂堆芯支承下板与吊篮热处理变形数值分析

堆芯支承下板和吊篮均属于核反应堆中的关键组件,对反应堆安全运行起着重要作用。面向堆芯支承下板和吊篮的热处理变形问题,首次尝试建立堆芯支承下板与吊篮的"热-力"直接耦合热处理数值模型,并系统分析热处理过程中堆芯支承下板和吊篮的温度场和残余变形的变化规律;最后通过对比模型结果和工程测量结果,验证了模型和结论的正确性,该分析模型可为后续揭示热处理残余变形机理和热处理工艺优化设计提供模型基础。

反应堆堆芯支承下板热处理变形超差机理研究

堆芯支承下板起到支承燃料组件的作用,其表面不平度对燃料组件安全运行至关重要。工程中堆芯支承下板局部热处理后发生了不平度超差问题,因此亟需揭示其超差机理,避免再次发生类似问题。通过建立堆芯支承下板与吊篮的热处理数值模型,获得了热处理过程中的温度场和结构场分布,并开展了实验验证;基于验证的模型,首次揭示了堆芯支承下板局部热处理不平度超差的机理,为后续产品的热处理工艺优化提供了依据。

核电厂堆芯支承下板热处理工艺优化设计

堆芯支承下板起到支承燃料组件的作用,其表面不平度对燃料组件安全运行至关重要。工程中堆芯支承下板局部热处理后发生了不平度超差问题,因此亟需开展热处理工艺优化设计,避免再次发生类似问题。通过建立堆芯支承下板与吊篮的热处理数值模型,获得热处理后的表面不平度结果,并进一步开展了堆芯支承下板热处理工艺优化设计,为后续产品的热处理工艺制定提供了指导。

反应堆堆芯支承下板结构完整性评定

作为反应堆堆内构件中一个重要的堆芯支承结构,堆芯支承下板在反应堆服役期间将承受多种载荷的作用。为了保证其在设计寿期内的结构完整性,需要根据ASME锅炉与压力容器规范(B&PVC)第Ⅲ卷NG分卷,对其开展相关的应力分析和评定。应用ANSYS有限元软件建立堆芯支承下板及其连接部件的三维有限元模型,通过静力分析、瞬态温度场分析和瞬态热应力计算,分别得到机械和热载荷作用下的应力分布,最后根据ASME B&PVC第Ⅲ卷NG分卷开展对堆芯支承下板的结构完整性评定。

反应堆下堆芯支撑板热处理变形的原因分析及修复

海阳核电厂1号核电机组堆内构件在制造过程中因热处理变形导致下堆芯支撑板平面度和燃料组件定位销孔的位置度超差。设计方在原因分析后给出了返修的处置意见,并提供了返修的方案。本文围绕该1号机组下堆芯支撑板的超差情况,对产生超差的原因进行了叙述,并介绍返修方案和返修情况。

IVR中堆芯及下支撑板瞬态熔融模拟

采用带移动边界的三维瞬态模型对1/4堆芯模型进行热传导分析。考虑了堆芯熔融物滞留工况下反应堆衰变功率和压力容器内部水位的下降过程,以及不同材料组件在堆内的真实径向分布。棒束表面与冷却剂的自然对流换热采用饱和蒸汽/水经验关系式计算,辐射换热采用相邻16棒间辐射模型计算。建立了动态烧蚀模型以模拟不断累积的堆芯熔融物对下支撑板的烧蚀作用。着重考虑了由熔融物滴落造成的冲击换热以及下支撑板上形成的熔坑底部换热。文献验证对比证明了模型的正确性。模拟结果表明:事故进程2600 s时,冷却剂蒸干造成堆芯融化速度急剧加快。8000 s时80%的堆芯质量熔化。下支撑板上的烧蚀区域主要集中于板心半径700 mm处,并在6000 s时完全贯穿。