反应堆结构三维非线性抗震分析研究

对反应堆结构抗震分析软件进行研究,编制必要的接口程序和载荷组合及敏感性分析程序,将抗震分析中的商用软件、国外引进软件和编制的载荷组合及敏感性分析程序等组合成一个软件系统。对反应堆结构三维非线性抗震分析的建模技术和分析技术进行研究,对采用三维非线性时程法进行反应堆结构抗震分析的必要性和可行性进行研究。建立反应堆结构三维非线性模型,利用ANSYS软件采用时程法中的直接积分法完成了反应堆结构抗震分析计算,给出了应力分析评定所需的载荷和控制棒驱动机构抗震鉴定试验所需的加速度时程。

考虑瞬态分析的反应堆结构关键间隙优化设计

反应堆堆内关键间隙设计是反应堆堆内构件结构设计的关键内容。分析了影响堆内构件与压力容器间间隙值的影响因素,针对三种典型间隙,基于通用有限元软件ANSYS,研究了瞬态工况下反应堆内关键间隙变化,提出了一种新的反应堆内关键间隙优化设计方法。研究成果已成功应用于三代核电华龙一号反应堆内关键间隙的优化设计中,有效提高了反应堆内关键间隙设计的合理性和可靠性。

核反应堆结构的可靠性设计

对核反应堆结构的可靠性研究做了综合评述，介绍了反应堆压力容器和管道结构可靠性设计与分析方法的发展概况、主要内容、研究意义及工程应用，并就其中存在的若干问题给予简要说明。

我国反应堆结构力学30年

文章简要回顾我国反应堆结构力学(CSMiRT)30年发展史,总结学科发展中所取得的成绩与经验,展现了我国反应堆结构力学学科发展壮大的过程,阐明了这一学科的重要性及其为中国核动力事业所做的贡献。文章展望了专业发展前景,提出反应堆结构力学工作者应做好充分准备,迎接核电大发展的新挑战。

接触分析在反应堆结构设计中的应用

核反应堆结构中板和壳之间存在较多的接触问题。正确模拟接触物体间的刚度特性是建立反应堆动力分析模型的关键。本研究采用数值计算的方法,通过与试验数据比较,合理地选取接触算法和接触参数,研究核反应堆结构间接触物体的非线性刚度,完善数值计算方法。研究结果证明:采用增广拉格朗日(Lagrange)乘子法和平面应力模型分析板和壳之间的接触刚度能够较好地反映试验结果。

基于三维模型的反应堆结构关键间隙数值模拟

反应堆堆内构件关键间隙优化设计是反应堆结构设计中的重要一环,合理的设计能够有效保证反应堆的顺利安装以及稳定运行。本文以模块式小型堆三维模型为研究对象,采用理论分析和数值模拟相结合的方法,利用ANSYS17.2对反应堆结构中三种典型间隙进行数值模拟及分析。

反应堆结构部件耐环境损伤的表面防护层关键技术及应用

对关键部件材料的环境损伤与失效机理进行分析发现,材料失效主要是表面的失效,表面失效加剧部件的疲劳、腐蚀以及磨蚀等损伤和破坏.表面技术是一种公认的高效且经济的解决这些问题的手段.与新材料研发相比,表面防护技术能在较短的时间、较低的成本下解决材料的腐蚀与氧化等问题.

反应堆结构的三维非线性地震分析

建立反应堆结构三维非线性有限元模型,采用总体瑞利阻尼、局部材料阻尼和弹簧单元阻尼相结合的方法解决部件间的阻尼差异问题,导出燃料组件的等效间隙与等效刚度计算公式并真实地模拟了带间隙的同心圆部件间的接触、动态变化的预紧力和摩擦效应。随后,以同时满足响应谱和功率谱包络性要求的非平稳地震位移时程作输入,开展反应堆结构的非线性地震分析,得到结构在安全停堆地震(SSE)下的地震响应,为反应堆结构的三维非线性抗震研究提供借鉴。

反应堆结构的磨蚀研究现状

蒸汽发生器传热管与支承结构、燃料棒包壳与格架等反应堆结构在高温高压水环境下,由于流致振动导致的微动磨蚀破坏是影响反应堆安全运行的重要因素之一。温度、水化学条件是影响结构磨蚀特性的关键参数,文中对各国的磨蚀研究现状进行了介绍。

打造华龙一号“龙”系列反应堆装备品牌--中国核动力研究设计院反应堆结构设计研发团队暨罗英创新工作室

核电作为清洁能源,既是实现生态文明建设的必然选择,也是发展先进科学应用的典型代表。放眼世界,核电技术在西方国家的发展已逾半个世纪,由核电牵头而衍生的整个技术产业链经历了蓬勃兴旺的发展。目前,美国西屋公司的AP1000、法国EDF的EPR、俄罗斯的WER等核电产品已经成为世界优秀品牌。这些品牌既是其先进技术的集中体现,也是其应用推广和商业销售的商标和广告。

核反应堆厂房结构楼层反应谱的敏感性分析

以某千兆瓦级压水堆核电站反应堆厂房结构为对象,研究了考虑土-结构动力相互作用的硬土场地条件下地基土动态剪切模量的变化对楼层反应谱计算的影响,定量分析了厂房结构楼层加速度反应谱对地基土动态参数变化的敏感性,从而为评估类似硬土场地条件下核反应堆厂房结构抗震安全性提供了一种可供参考的计算方法。

考虑地基不均匀性反应堆厂房结构地震响应分析

核电站结构地震响应主要影响因素是地震动特性、地基土特性以及结构特性,为了研究地震动特性地基土特性以及结构特性对核电站结构地震响应的影响,本文以某核电站反应堆厂房结构为研究对象,考察了考虑土-结构相互作用的不均匀地基土对核反应堆厂房结构地震响应的影响,包括核反应堆厂房结构和地基的最大加速度、反应堆厂房结构楼层反应谱及楼层最大位移。地基模型及结构地震响应分析均使用ANSYS软件,核反应堆厂房结构采用集中质量模型。模型底部及两侧均可考虑无限体能量传递边界,底部模拟波动的能量传递效应;两侧模拟波动的逸散效应。为了考察地基不均匀性对反应堆厂房结构地震响应的影响,针对3种不同计算工况,得到了反应堆厂房结构的楼层反应谱、典型位置最大位移值、楼层反应谱峰值加速度及其对应的频率,从而为核反应堆厂房结构设计提供理论依据。

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。

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。

反应堆压力容器及堆内构件整体大规模三维有限元地震分析

运用适用于大规模有限元模型求解的TechnoStar VENUS程序,对反应堆压力容器、堆内构件和燃料组件进行了整体大规模的三维有限元地震分析。分析中分别考虑了阻尼效应和非线性接触,在有限元模型自由度数超过2×107的情况下,分别给出了这2种情况在运行基准地震(OBE)激励下的时程响应。实现了现有计算机硬件条件下的整体大规模三维有限元地震分析,为今后核动力工程中的复杂设备或系统的整体动力分析探索了一条新的途径。

反应堆三维协同设计平台单一数据源设计模式分析

反应堆结构设计内部接口复杂,同时与堆芯物理、一回路系统、核仪器仪表、燃料组件、热工水力、力学分析等专业具有大量外部接口。目前以文档交付物为核心的设计模式中,不同文档交付物均可作为工作依据,而各文档交付物之间未形成数据关联,可能形成多个数据源,从而造成数据冲突,导致设计差错。因此,反应堆三维协同设计平台的重要目的之一就是实现单一数据源,保证设计正确。文章对反应堆结构三维协同设计平台现阶段的三维骨架接口、三维模型与二维图纸关联以及三维模型与仿真模型之间关联三个方面的以三维模型为核心的单一数据源设计模式进行了梳理,并分析了其局限性,提出三维模型与文档数据关联和仿真模型版本管理的需求,为后续反应堆结构三维协同设计平台的建设和完善提供参考。

考虑地基不均匀性核反应堆地震响应分析

核电站结构地震响应主要取决于地震动特性、地基土特性以及结构特性。本文以某核电站反应堆厂房结构为对象,研究了考虑土-结构相互作用的不均匀地基土对核反应堆地震响应的影响,包括核反应堆和地基的最大加速度、楼层最大相对位移以及楼层多阻尼反应谱。结构地震响应分析使用SUPERFLUSH/2D软件,地基模型由ANSYS建模;核反应堆采用集中质量模型。模型底部及两侧均可考虑无限体能量传递边界,底部表达波动的能量传递;两侧表达波动的逸散。研究结果揭示了地基不均匀性对核电厂反应堆楼层反应谱、最大相对位移、最大加速度的影响规律,从而为核反应堆厂房结构设计提供理论依据。

土壤-结构相互作用下的TMSR-LF1厂房楼层反应谱分析

核反应堆厂房的楼层反应谱对整个反应堆系统的抗震分析与设计具有重要意义。本文旨在得到2 MW液态燃料钍基熔盐实验堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel 1,TMSR-LF1)的准确楼层反应谱。采用ANSYS有限元分析软件建立梁、板壳、实体三种单元混合的三维有限元模型,通过直接法计算得到了土壤-结构相互作用(Soil-Structure Interaction,SSI)下的楼层反应谱。结果表明:地上部分的楼层反应谱谱值远大于地下部分,且因结构、荷载等因素差异较大;地面各楼层反应谱在竖直方向上的谱值均大于其水平方向的谱值。在开展核设施抗震设计时,建议增加地上楼层的垂向刚度。研究结果为TMSR-LF1的地震安全评估奠定了基础。

堆内构件螺栓辐照促应力腐蚀可靠性评估方法

堆内构件连接螺栓所处工况环境恶劣,以辐照促进应力腐蚀开裂(IASCC)为代表的螺栓断裂失效事件时有发生,为了分析评估堆内构件螺栓的可靠性,提出了一种考虑螺栓IASCC失效的可靠性评估方法。首先,基于断裂力学理论中的应力强度因子准则,分别构建了SCC和IASCC失效的极限状态函数,并利用仿真分析方法求解函数中的最大等效应力。其次,考虑函数中各参数的不确定性,应用一次二阶矩法求解堆内构件连接螺栓的可靠度。最后,以堆内使用数量最多的M16型号螺栓为例进行计算分析。结果表明,断裂韧度与螺栓所受最大等效应力对螺栓可靠性的影响最大,裂纹扩展系数、裂纹扩展指数的影响次之,裂纹初始尺寸对可靠性的影响最小。此种评估方法可用于反应堆结构设计中各类连接螺栓的寿命预测及可靠性评估,也可以辅助确定反应堆结构安全检测周期和检测重点。

CSR1000结构总体设计方案

围绕中国超临界水冷堆(CSR1000)项目开展的反应堆结构总体设计方案研究,阐述了在双流程条件下反应堆结构总体面临的反应堆结构材料、密封结构形式、流量分配、热应力分析及流致振动响应等关键技术问题,并提出了初步的研究方法和解决方案。