秦山核电二期工程反应堆二次支承组件振动特性现场测试

核反应堆运行时,二次支承组件将长期承受巨大的横向流体冲击力,为确保其可靠性,开展了秦山核电二期工程反应堆二次支承组件在空气中的振动特性现场测量,获得二次支承组件的振动频率、振型和阻尼比,为安全评审提供了依据,并为后续的流致振动分析提供输入数据。

AP1000二次堆芯支承组件流致振动初步分析

运用有限元法建立AP1000堆内构件二次堆芯支承组件的计算模型,进行二次堆芯支承组件的模态分析和未考虑流量分配裙作用的流致振动分析。AP1000二次堆芯支承组件的动态特性和秦山修复后防断支承组件相比,AP1000结构的频率略低于秦山反应堆的修复后结构,而模态振型完全相同。频率降低是AP1000结构相对秦山反应堆修复后结构刚度、质量减小的综合效果。另外,本文探索了考虑结构流-固耦合效应的流致振动分析方法,提出了结构完全建模、简化板结构、单梁模型3种考虑流固耦合的流致振动分析方案。

反应堆堆内构件流致振动特性研究

以某新型工程试验堆为研究对象,采用试验分析与仿真计算相结合的手段探索该试验堆堆内构件流致振动特性。在流致振动试验中,根据相似准则建立了1/2的缩比试验模型,并在整体水力模拟台架上开展了100%额定流量工况下的堆内构件流致振动试验,测量了吊篮组件和二次支承组件在流体作用下的动力响应;根据吊篮组件和二次支承组件所受激励的不同,结合试验结果分别采用不同的计算方法得到了流体力作用下结构的动力响应,分别获得了100%额定流量工况下的最大应力值。

堆芯跌落事故下水力缓冲性能分析研究

对采用"水力缓冲+机械缓冲"技术的反应堆堆内构件二次支承结构缓冲性能进行分析,研究假想堆芯跌落事故(吊篮断裂)下反应堆堆内构件二次支承结构对吊篮组件的水力缓冲作用机理。基于Fluent动网格技术对吊篮组件跌落过程进行数值模拟,分析不同竖直间隙、冷却剂温度及初始流速下吊篮组件跌落过程的运动规律;基于LS-DYNA非线性动力分析程序分析跌落末端的冲击过程,研究二次支承结构水力缓冲作用效果。分析显示,堆芯跌落事故下,水力缓冲可以吸收缓解大部分跌落冲击能量,与传统缓冲结构相比,缓冲效果更佳,确保了反应堆压力容器(RPV)的结构完整性和堆芯稳定性。