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.

压紧弹性环的设计方案优化分析

压紧弹性环位于压紧部件法兰与吊篮部件法兰之间,将吊篮结构压紧并定位于反应堆压力容器内。本文应用秦山核电站压紧弹性环组件分析时的方法,对AP1000和LPP压紧弹性环采用了解析解和数值解的计算分析方法,并对可能影响预紧分析结果的塑性变形和摩擦因素进行了探讨。最终对秦山、AP1000与LPP压紧弹性环设计方案进行了分析,提出了两种优化方案。

高压开关防跳回路异常分析及测试方法的改进

通过对220kV弹簧操作机构断路器防跳回路异常的测试分析,提出了解决具体工程中防跳回路异常问题的方案。指出传统防跳回路试验方法已经不适用于弹簧操作机构断路器防跳回路试验,对传统防跳回路试验方法进行分析改进后给出了确定防跳回路是否完善的系统试验方法。

浮杯式轴向柱塞泵中压紧弹簧的设计及数值仿真分析

浮杯式轴向柱塞泵中浮杯浮在滚筒板上的独特结构导致浮杯有发生倾覆的可能.结合浮杯泵的结构特点分析了浮杯在滚筒板上的运动轨迹,以及运动过程中在离心力作用下发生倾覆而导致卡死的情况.压紧弹簧可防止浮杯从滚筒板上倾斜,并且不影响浮杯的正常运动.主要介绍了压紧弹簧的设计,包括最佳弹簧半径以及柱塞孔在压紧弹簧上的位置和大小.最后运用有限元法对压紧弹簧作了仿真分析,结果表明需对压紧弹簧螺钉孔周围结构进行优化改进.

压水堆堆内压紧弹簧性能研究与分析

反应堆压紧弹簧是堆内构件的重要部件之一,主要作用是在各不同工况下压紧堆内构件,防止因载荷引起的堆内构件轴向位移,其对堆内构件发挥正常功能起着至关重要的作用。文章对压紧弹簧的结构特点、压紧载荷和弹簧刚度等进行了分析,研究了结构、接触摩擦力与接触点间距离等因素对压紧弹簧刚度性能的影响,为压紧弹簧的结构设计提供一定参考建议。

压水堆核燃料组件压紧系统研究进展

为满足新型燃料组件研发需求,对商用压水堆燃料组件压紧系统的相关研究进行分析总结,从压紧系统的结构设计、特性分析、压紧力计算分析等方面进行了系统阐述,并提出了后续进一步研究建议,以为相关研究者提供参考。

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。

CAP1400堆内构件压紧弹性环的优化设计

压紧弹性环是核反应堆内构件的重要部件,它是位于上部支承法兰与吊篮筒体法兰之间的弹性圆环,在反应堆运行时压紧堆内构件。文中对反应堆运行时堆内构件的受力情况进行力学分析,从而确定压紧弹性环所需提供的压紧力载荷大小,在满足压紧力要求的前提下,对压紧弹性环的尺寸进行优化设计。

压水堆燃料组件压紧板弹簧刚度简化模型研究

刚度是压水堆燃料组件压紧板弹簧的重要设计参数,通常由试验获取。开展刚度模型研究,合理预测板弹簧的服役性能,是反应堆燃料组件设计验证及安全评价的重点内容之一。本文基于悬臂梁小挠度变形理论,建立了变厚度板弹簧刚度计算的简化模型,并研究了主要参数对板弹簧刚度的影响。结果表明:板弹簧的刚度与宽度及杨氏模量呈线性关系变化,与根部厚度呈三次方关系变化;板弹簧刚度随长度减小而增加,随高度增加而增加,随端部厚度与根部厚度之比近似线性增加。本文建立的分析模型对压水堆燃料组件板弹簧性能评估和优化设计具有参考意义。

压水堆燃料组件板弹簧压紧系统性能评价方法研究

分析了核反应堆燃料组件板弹簧压紧系统的非线性特点,提出了缓解非线性的设计应对措施;并对燃料组件板弹簧压紧系统性能评价方法进行了研究。以浮动核电站用板弹簧压紧系统为例进行了结构优化和性能评价,给出了优化后板弹簧压紧系统结构用于浮动核电站的性能情况。

反应堆吊篮振动特性边界条件研究

对秦山核电厂二期600 MW反应堆及CAP 1400反应堆空吊篮在空气中和静水中振动特性的边界条件进行研究。吊篮结构采用实体建模,流体结构采用流体单元模拟。本研究分别用弱贴紧、中度贴紧和强贴紧来模拟法兰与容器支承台阶之间不同的贴紧状态,用弱摩擦、中度摩擦和强摩擦模拟法兰与容器支承台阶之间受到的不同摩擦力。研究表明,秦山核电厂二期600 MW反应堆空吊篮在静水中的边界条件比空气中的强,CAP 1400反应堆空吊篮在空气中与静水中的边界条件一致;压紧弹性环的预紧力和吊篮法兰所受到的摩擦力对吊篮结构固有频率有一定影响。

压紧板弹簧辐照松弛试验装置设计与验证

针对AFA3G燃料组件压紧板弹簧的特点,设计了一种压紧板弹簧辐照松弛试验装置,并通过了一系列模拟试验验证试验装置的可靠性,最终选取4组经过不同循环出堆的AFA3G燃料组件,使用该装置对其压紧板弹簧进行全行程任意位置的压紧力与形变精确测量。试验结果表明,压紧板弹簧辐照松弛试验装置重复精度为0.49%,综合精度为1.7%,满足松弛试验要求。

基于Johnson-Cook本构模型的压紧板弹簧刚度特性研究

燃料组件压紧板弹簧的刚度设计对其安全服役起着至关重要的作用。通过引入INCONEL 718合金的Johnson-Cook非线性本构关系,拟合了不同中子辐照剂量下INCONEL 718合金的Johnson-Cook非线性本构模型;建立了压紧板弹簧系统的有限元模型,开展了不同因素对压紧板弹簧刚度特性的影响研究。结果表明:温度、加载次数、幅值的增大会导致压紧板弹簧在循环加载下出现不同程度的软化,而加载速率的增大会使压紧板弹簧的刚度出现硬化。本文研究可为燃料组件中的压紧板弹簧刚度设计提供参考。

堆内环境下燃料组件板弹簧压紧系统压紧力数值模拟研究

为了对核燃料组件板弹簧压紧系统设计寿期内的压紧力进行准确预测,结合受快中子辐照影响的板弹簧材料塑性模型和蠕变模型,基于精细化结构模型,提出了堆内环境下板弹簧压紧系统全寿期的压紧力数值模拟方法,并通过与燃料组件板弹簧压紧系统分析软件HOFA计算结果对比的方式,验证了该数值模拟方法的合理性(压紧力最大误差为8.83%)。影响性对比结果表明,在考虑辐照蠕变的情况下,压紧力最大降低4.34%;循环长度增加后,各循环末的压紧力略有增加。

模拟水环境下的压紧弹簧刚度试验及计算模型的研究

在模拟水环境下,对堆内构件压紧弹簧的缩比试样进行了刚度试验,并与有限元模拟、基于小扰度理论模型和大扰度随动模型的分析结果进行比较分析。结果表明,当摩擦系数按文献实验测值0.189取值时,有限元模拟、基于小扰度的理论模型和大扰度随动模型计算所得的刚度值均与试验所得的相近;卸载稳定段的刚度均明显小于加载稳定段的,是加载时的0.6倍左右。有限元模拟分析进一步阐明,在压紧弹簧变形过程中,压紧弹簧的截面存在转动,它与垫板之间的接触点并不是固定的,在加载和卸载过程中存在来回的径向位移。并且压紧弹簧接触面上的摩擦力方向是相反的,使得压紧弹簧在加载和卸载过程的刚度存在较大的差别。较小扰度理论模型、考虑压紧弹簧截面转动和接触点径向位移的大扰度随动模型所得的结果与有限元模拟更为接近。

压紧弹簧两点接触下的吊篮法兰LOCA工况应力分析

对欧洲三代压水堆(EPR)吊篮法兰在两相失水事故(LOCA)瞬态下压紧弹簧"两点接触"状态下的载荷计算方法和EPR堆内构件吊篮法兰在LOCA工况下的受载特点进行分析。采用SYSTUS程序建模计算两相LOCA时吊篮法兰与压紧弹簧"两点接触"时的应力水平,通过与LOCA动态响应等效换算获得LOCA工况下的应力响应,并根据压水堆核岛机械设备设计和建造规范(RCC-M)的具体要求进行吊篮法兰应力评定。