快堆堆芯组件抗震分析方法研究

快堆堆芯组件的抗震安全评价是国家核安全局审评的重要内容,也是中国实验快堆(CEFR)取得装料许可证的必要条件之一。本文使用有限元分析软件CAST3M[1],首先对堆芯单排组件在空气中及液钠中进行抗震响应分析,经比较可以看出,考虑流固耦合作用对计算结果的影响非常显著。在此基础上,对液钠及组件进行单独建模,考虑流固耦合的作用,对二维单排反应堆堆芯组件模型进行水平地震激励下的动态分析,得到组件各时刻的位移响应及组件之间和组件与围板之间的碰撞力响应。经过计算结果的比较,可看出本文中的计算方法及结果是可接受的。对堆芯组件在地震下的结构完整性、控制棒的可插入性等评价提供输入,同时为堆芯的设计优化提供建议和参考,对中国原型快堆的设计也具有一定的参考意义。

中国实验快堆堆芯组件包壳材料试制

文章介绍中国实验快堆燃料元件与控制棒的包壳管试制工作情况和试制结果,主要的试制结果均达到了试制标准的要求。对两种包壳材料的基本性能进行研究,结果表明:本次试制的快堆堆芯组件用316Ti不锈钢包壳管性能良好,基本满足快堆的使用要求。

CFR600堆芯组件自由跌落试验的冲击响应分析

评估堆芯组件跌落对组件结构完整性和内部元件密封性的影响是组件安全评价的重要组成。本文针对CFR600堆芯组件在换料运输过程中可能发生的组件跌落事件,开展了堆芯组件模拟件堆外冲击力学试验和数值模拟分析。研究对比了组件模拟件分别从不同高度自由跌落的试验和模拟结果,分析了组件在冲击载荷作用下的加速度和应变响应时程,结果表明,应变波形沿组件截面从上到下逐渐由正弦波转变为方波。当跌落高度达到1500mm时,组件管脚位置发生了较大的局部塑性变形,此后跌落高度增加,加速度峰值开始减小。

采用变化附加阻尼的快堆堆芯组件抗震分析方法的研究

对快堆堆芯组件进行的抗震分析需要考虑冷却剂与堆芯组件之间的流固耦合作用。在之前的分析中,大多数人将流体附加阻尼处理为定值。实际上冷却剂对组件的作用还随着组件间的间隙变化而变化,其带来的附加阻尼应为变量。为更准确地模拟堆芯组件的振动,本文采用变化附加阻尼对快堆堆芯组件的抗震分析方法进行了研究。建立了快堆堆芯单排(5根)堆芯组件的抗震分析计算模型,对该模型进行了附加阻尼为定值和随间隙变化两种情况下的抗震分析,结果显示了考虑变化附加阻尼的堆芯组件抗震分析方法的可行性与有效性。本文所使用的模拟方法更为贴近堆芯组件的振动情况,为更为真实地模拟快堆堆芯组件的地震响应打下基础,这也有助于减少结构设计的保守性,具有一定的工程价值。

基于Fluent程序的AP1000堆芯组件热工水力计算与分析

本文利用计算流体力学程序Fluent对AP1000反应堆组件稳态运行时的内部温度场和速度场的分布情况进行模拟计算,研究格架对流动的影响及计算在不同模型下格架的阻力系数,并将Fluent与VIPRE-W的计算结果进行对比,以验证Fluent程序在计算堆芯组件时的准确性。

CN-1515型堆芯组件结构材料堆外性能试验方法

本文针对CN-1515型堆芯组件结构材料堆外性能评价,提出堆外性能试验方法的解决方案。在堆芯组件结构材料评价领域起到示范作用。如付诸现实将产生显著的经济效益。

ACP100堆芯围板组件焊接变形研究

ACP100模块式小型堆堆芯围板组件为一体化焊接结构,类似结构国内首次制造。针对新型堆芯围板组件结构特点,选择合适的焊接方法、焊接顺序,设置专用防变形工装。根据各工艺阶段焊接变形数据,总结分析了堆芯围板组件焊接变形规律,同时为后续类似结构堆芯围板组件的制造提供了数据参考。

压水堆加钍(ThO_2)六角形组件堆芯物理特性的初步探讨

压水堆加钍（ＴｈＯ２）六角形组件堆芯物理特性的初步探讨姚增华△陈志成钱元春＊叶建青＊包伯荣张家骅（中科院上海原子核研究所）△（广东核电合营有限公司）＊（上海核工程研究设计院）关键词压水堆钍利用Ｕ－２３５富集度栅距Ｋｅｆｆ快／热通量比１引言钍－２３２是...

堆芯探测器组件拆除操作时间的参数化研究

为了提高堆芯探测器组件拆除操作的效率,缩短拆除操作时间,减少拆除装置对厂房环吊的占用,分别建立拆除装置各主要功能部件、厂房环吊等设备的运动学模型。根据确定的各项操作的必要逻辑关系,推导完成一组四根探测器组件拆除所需总时间的方程,并确认其满足目标要求。同时,结合“华龙一号”已知设备的相关运行参数,研究关键参数对拆除操作总时间的影响。

AP1000堆芯围筒组件在空气中动态特性试验研究

通过堆芯围筒组件模拟件(1:1)的动态特性试验,可以获得AP1000堆内构件堆芯围筒组件在空气中动态特性(固有频率、阻尼比和对应的振型)。本试验采用多输入多输出(MIMO)试验方法进行模态试验,获得了堆芯围筒组件前6阶的固有频率、阻尼比与相应的振型。试验结果为建立反应堆设备系统模型及堆芯围简组件流致振动分析提供可靠的固有特性参数。

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。

VVER机组国产化堆芯核测电缆组件集成工艺改进

对堆芯核测国产化电缆组件在LOCA试验中出现的故障进行分析,并改进了电缆组件的制作工艺。针对“接分屏蔽线芯与壳体断路故障”和“孔位之间绝缘丧失故障”两种情况,采用PEEK绝缘体物理隔绝压接端子方法,优化了国产化电缆组件的设计。改进后的电缆组件成功通过了全套鉴定试验。

1E级堆芯探测器组件类设备EMC鉴定研究

自从2011年福岛核事故之后,中国全面叫停了新的核电项目建设审批。直至2012年10月通过了《核电安全规划(2011~2020年)》和修订了《核电中长期发展规划(2011~2020年)》,我国才逐步恢复核电建设项目的审批工作。核电作为能源行业中的清洁能源,是未来发展进步的必经之路。由于福岛核事故的发生,所有重启后的核电厂对于安全性达到了前所未有的高严谨度。在电气仪控领域,电磁兼容也被提升到了最高等级。随着电磁兼容的要求越来越严格,针对特殊类产品还未完全制定出相应的电磁兼容试验要求与内容。通过研究RG1.180、IEC、MIL-STD-461E、RCC-E等标准及文献,确定了1E级堆芯探测器组件设备鉴定要求,制定了电磁兼容(EMC)试验的内容。针对此类特殊产品进行了试验的细化与要点剖析,为今后国产化1E级堆芯探测器组件类设备鉴定提供参考。

堆芯仪表套管组件的研制

根据现阶段的间内外堆芯仪表套管组件(HTA)的基本情况,对CAP1400的IITA的国产化工作的关键突破点、国产化难点、战略意义作了详细说明;同时对产品的研制作了详细说明,主要包括自给能中子探测器(SPND)的主要功能、结构设计及特点等IITA是CAP1400核电站的重要仪表。邦集成了堆芯出口热电偶(CET)及自给能中子探测器,用于堆芯出口温度测董和堆芯中子注量率测量,而用于保护和安全监控系统事故后堆芯冷却监视的热电偶信号属于1E级信号。IITA主要有三大功能;一是为堆芯运行和分析系统提供自给能中子探测器信号,用于在线监测堆芯三维功率场分布,优化堆芯功能;二是为反应堆保护系统、多样性驱动系统提供热电偶信号,用于事故后堆芯出口冷却剂温度检测;三是探测器组件维持一次回路压力边界完整性。堆芯仪表套管组件的需求M比较大,一个AP1000反应堆需要42套IITA,1个CAP1400反应堆需要48套IITA。

3D打印堆芯滤网在核电厂热态功能试验中的应用

针对核电厂反应堆堆芯过滤组件结构形式复杂、制造难度大、材料(304L不锈钢)性能要求高、服役环境条件苛刻等难点,本研究建立了基于选区激光熔化3D打印核用304L不锈钢全流程工艺验证的控形控性方法,开发了核用304L不锈钢高致密材料等值线图,实现了功能优先的堆芯滤网一体化设计及批次、质量稳定制造,产品机械破坏性能、水力冲击性能、异物跌落性能等服役性能完全满足核电的应用环境要求。研究成果在第三代核电堆型热态功能试验实现了示范应用。

地震作用下快堆堆芯燃料组件非线性动力响应分析研究

快堆堆芯是快堆的核心部分,保证其在地震作用下的结构安全至关重要,基于有限元软件ANSYS,考虑了堆芯燃料组件的相互碰撞作用建立有限元模型,研究燃料组件在地震作用下的位移响应、组件与凸台之间的碰撞力,为快堆堆芯燃料组件的抗震设计提供依据。结果表明:在天津波作用下,随着地震波峰值加速度的增加,燃料组件结构的位移响应增大。随着节点高度的增加,位移也在增大。中部凸台处碰撞力随着加速度峰值的增大碰撞次数增加,碰撞力变化较小。

堆芯金属反射层组件在空气中动力特性计算与试验研究

为研究某新型反应堆堆芯金属反射层组件的动力特性,本文以某在建机组堆芯金属反射层组件为研究对象,建立了该组件的有限元模型,计算了其在空气中的动力特性。针对堆芯金属反射层组件结构大、质量重的特点,开发了大冲击力力锤,并在实际组件上进行了试验模态分析。研究结果表明,有限元法计算及试验模态分析获得的堆芯金属反射层组件在空气中的振型相同,固有频率吻合较好。有限元模型可以准确模拟堆芯金属反射层组件的动力特性,可用于后续流致振动响应的计算分析和组件设计过程中动力特性的校核及优化。

CNEIC与Fragema就秦山600MW PWR堆芯部件签署合同

【《核燃料》1996年1月29日刊报道】 法国法杰马公司(Fragema)和中国原子能公司(CNEIC)于1月19日就向四川宜宾核燃料厂提供用于生产秦山正在建造的两座600MW压水堆(PWR)堆芯部件签署了一项合同。 Fragema是法马通公司和法国核材料总公司(Cogema)组成的平等合作伙伴。

堆芯运行状态监测仪设备鉴定研究

本文描述了堆芯测量探测器组件的运行工况,对堆芯测量探测器组件需要进行的质量鉴定试验的参数进行了说明,并介绍了进行地震、设计基准事故以及严重事故的鉴定要求,确保设备性能满足实际运行的要求.

紧凑型小型堆堆芯测量系统设计

二代加核电站应用的传统堆芯测量采用分散式设计,即堆芯中子注量率、堆芯温度和压力容器水位探测器分别布置,由此带来了压力容器开孔多、维护困难、集成度低、信号复用率低等问题。对于空间布置紧张的紧凑型小型堆而言,上述缺陷是无法接受的。因此,本文提出了一种可应用于紧凑型小型堆的测量一体化、固定式堆芯测量布置的堆芯测量系统,并介绍了该系统的组成和总体架构,重点阐述、分析了堆芯测点布置、堆芯一体化探测器组件、堆芯中子通量测量子系统、堆芯温度测量子系统设计等核心问题。