核反应堆堆芯吊篮压紧弹簧松弛特性

核反应堆中堆芯吊篮的稳定性是反应堆正常运行的保障和前提.压紧弹簧作为堆芯吊篮的约束与支撑直接影响堆芯吊篮的振动特性.在高温、辐射等恶劣工况下,压紧弹簧力学性能会发生如应力松弛的退化,影响堆芯吊篮振动以及反应堆运行安全,因此需要对堆芯吊篮压紧弹簧松弛特性展开研究.首先,建立堆芯吊篮及压紧弹簧在内的装配体有限元模型,利用湿模态法分析并获得压紧弹簧松弛情况下的堆芯吊篮梁式模态振动频率的变化.然后,开展堆芯吊篮压紧弹簧松弛试验,试验结果验证了模型的有效性.进一步利用仿真模型生成更多压紧弹簧松弛影响下的堆芯吊篮梁式模态频率数据,结合试验数据建立堆芯吊篮压紧弹簧松弛程度识别的数学模型,为反应堆堆芯吊篮压紧弹簧松弛劣化监测奠定了技术基础.

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。

核电站堆芯吊篮振动频率下降研究

通过分析堆外中子噪声,识别堆芯吊篮振动频率并跟踪其变化,发现在核电站运行期间,同一个燃料循环周期内的堆芯吊篮梁型振动频率呈下降趋势,核燃料更换后的下一个燃料循环初期,频率恢复到前一个燃料循环初始值附近。对堆芯吊篮进行静力学分析,以确定其潜在的影响因素。建立压水堆内部构件的装配体模型并采取摩擦接触方法,以综合考虑堆芯吊篮法兰处的力学约束。采用流固耦合法将冷却剂对堆芯吊篮的作用力映射到堆芯吊篮结构上,并采取有限元法对堆芯吊篮进行了预应力模态分析,得到了堆芯吊篮梁型振动频率下降的原因和机理。结果表明:堆芯吊篮梁型振动频率的下降是由燃料组件压紧弹簧刚度的退化引起,随着燃料组件压紧弹簧刚度减少,轴向预紧力不足以补偿冷却剂作用力,堆芯吊篮法兰出现位移,接触刚度降低,导致模态频率的下降。

建筑桩基核心筒“坑中坑”处理方法浅析

本文通过简要讲述了中国移动福建公司生产指挥调度中心大楼桩基核心筒基础"坑中坑"开挖存在降水、支护、砖模砌筑高度过高等问题,施工现场分别采用增设降水井、放坡或垂直开挖处理及合理设置构造柱、圈梁的具体处理方法,成功地解决了上述问题,保证了现场施工质量与安全。

反应堆吊篮在正常和劣化支撑条件下的振动模态特性

反应堆正常运行时,吊篮组件受到冷却剂的作用而诱发振动,往往会造成吊篮及其支撑结构发生疲劳破坏或松动脱落,危及反应堆的安全。通过长期对运行中的反应堆吊篮振动特性的监测发现:随着反应堆的运行,吊篮的固有频率,特别是梁式频率会发生较大的变化,而常规吊篮模态的计算方法是无法模拟和预测该梁式频率的变化规律。针对该问题提出了在劣化支撑条件下吊篮结构模态分析的计算方法和力学模型,该方法准确模拟了不同的劣化状态下吊篮的约束边界。以国内某堆型的吊篮结构为研究对象,分别计算了在空气和静水中支撑条件劣化5%、10%、15%、20%、25%、30%、35%、40%时的振动模态,并与国外学者相关研究的试验结果进行对比,结果表明:本文提出的反应堆吊篮在劣化支撑条件下的振动模态计算方法与相关研究的试验结果趋势一致,吻合较好。因此,该计算模型是合理、可行的,能够满足工程计算分析的需求。

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。