CAE分析技术在第三代核电设备国产化中的任务和方向

针对大型先进压水堆核电站重大专项的目标,介绍我国核电设备开发在结构和热工水力CAE分析技术方面的经验积累以及AP1000研发中的CAE分析技术引用,总结CAE分析技术在第三代核电设备国产化过程中的三大任务:为设计提供多种参考,保证概念设计的最优化;逐渐取代已有设计的试验验证,为设计的结构合理性提供支持;建立协同仿真设计分析平台,为设计验证提供优化方案,大幅降低试验造价.

控制棒驱动机构动态提升特性研究

基于控制棒驱动机构的磁路和电路方程以及对控制棒驱动机构动态提升过程分析,分别推导出系统静态过程和动态过程的磁路-电路-机械运动耦合方程。采用解析解的方法求解提升起始电流和提升起始时间。采用ASME规范推荐的动态分析的数值仿真方法模拟控制棒驱动机构动态提升过程,分析磁极和衔铁间不同设计间隙下系统的提升特性。结果表明,衔铁起始提升时间随着设计间隙增大而增大,且设计间隙越大,提升所需时间越长;提升速度随着时间的增加而增大,且随着时间的增加,提升加速度增大,设计间隙越小,提升结束时的冲击加速度越大。

核电厂燃料抓取机抗震分析及其设计改进

核电厂燃料抓取机为抗震II类设备,需满足抗震要求。基于ANSYS和反应谱分析法对系列形式的燃料抓取机进行了详细建模和抗震分析,并对结构的应力进行了组合和评定。抗震分析时考虑了大小车地震载荷作用下马达反向驱动力或摩擦力不足导致的沿轨道滑动的效应。研究发现某在建核电站中进口门式燃料抓取机原设计抗震性能较弱,因此对自主设计的燃料抓取机提出了设计改进,并应用到CAP后续项目标准设计和CAP1400的工程设计中。分析表明,把起重机形式从改门式改为桥式,并采用悬挂式铰支人桥结构,可大幅提高燃料抓取机抗震能力。

硼回凝水冷却器的地震反应分析研究

对硼回凝水冷却器用有限元法建立计算模型,并进行在自重、压力和接管载荷条件下的静态分析、模态分析和地震载荷下的动态反应分析。求得硼回凝水冷却器的应力,同时按规范要求,对硼回凝水冷却器在各使用限制条件下进行载荷组合和应力评定。评定结果表明:硼回凝水冷却器的各部件均满足ASME III-ND和NF规范的相关要求。

韧脆转变区夏比冲击试验的数值模拟研究

对16MnR钢在韧脆转变区进行了夏比冲击试验,利用有限元分析软件ABAQUS考虑了冲击过程中高应变率对基体材料的强化效应,并耦合延性损伤GTN模型对转变区的夏比冲击试验进行了数值模拟研究。对比试样断面上的延性裂纹扩展长度发现,GTN模型的预测结果是可接受的。通过有限元模拟获得了试样在冲击过程中各时刻的力学场,研究了在延性裂纹扩展过程中裂纹尖端应力应变场的变化规律和应变率分布规律。模拟分离得到夏比冲击功AKV包含的各部分能量,发现在冲击过程中塑性功消耗占绝大部分。

AP1000核电站主控室盘台抗震鉴定试验研究和工程实践

抗震试验是设备鉴定的一部分,AP1000核电设备的抗震鉴定相比于传统抗震鉴定有了新的要求和方法。为满足AP1000核电设备的抗震鉴定要求,本次试验与传统抗震试验有所不同。本文以完成的主控室盘台抗震试验为例,介绍和分析该试验在反应谱、加速度计布置、功能性测试等方面的特殊要求。试验结果表明主控室盘台满足AP1000抗震鉴定的要求。这些特殊要求不仅可保证很好地鉴定试验件的结构完整性和安全功能性,而且能发掘其设计裕量。

基于ANSYS的静力问题结构可靠性分析方法

分别使用ANSYS中的拉丁超立方样本蒙特卡罗法、中心复合设计样本响应面法以及Box-Behnken矩阵样本响应面法进行结构可靠性分析和计算.比较分析结果证明,对于静力问题结构可靠性分析,响应面分析结果仅在输出参数的均值、最大值以及最小值上逼近蒙特卡罗法结果,确定目标的可靠度以及输出参数标准差结果偏差较大;对于灵敏度分析结果,仅有高灵敏度变量结果可信.

安全壳再循环地坑滤网应力分析

安全壳再循环地坑滤网是核电厂安全系统的重要设备,再循环工况下它的工作状况直接影响到安全注射系统(应急堆芯冷却系统)、安全壳喷淋系统的正常运行。本文对滤网结构进行在自重和接管载荷下的静态分析、模态分析和地震谱分析。并对结构各使用限制条件下的应力进行组合和评定。结果显示,滤网结构满足ASMEⅢ的规范要求。文章也阐述了结构各方面参数对结构抗震性能的影响。

核电厂管道振动原因分析及对策

管道是核电厂主要的组成部份。核电厂管道的振动往往引起管道的振动疲劳,长期积累致使管道开裂,严重时核电厂被迫停堆检修,甚至造成灾难性事故。为了减少此类事件的发生,本文总结了诱发核电厂管道振动的主要原因,有旋转设备的振动、水锤、流体脉动、气蚀、气液两相流、风载荷、地震载荷和人为误差等几种,并列举了相关事件案例,提出了常见的整改方案。本文旨在为核电厂管道的设计、建造、维护与整改等工作提供必要的参考依据。

某台国产压水堆压力容器锻件材料断裂韧性韧脆转变的参考温度

采用紧凑拉伸C(T)试样测试了某台国产反应堆压力容器用508-Ⅲ锻件的主曲线参考温度T0。为了方便今后在热室中进行辐照材料的断裂韧性试验,专门修改了C(T)试样的前端面设计。有限元分析和采用修改、未经修改的C(T)试样的试验结果均表明,对试样的修改不会影响断裂韧性试验。发现C(T)试样测得的T0值与前期采用三点弯曲SE(B)试样确定的T0值仅相差约1℃。为此详细探讨了ASTM E1921标准第1.3和5.7条款有关试样形式对T0的影响,试验结果印证了这些条款的阐述,所测得的T0试验值接近材料的T0平均值。

基于主曲线方法确定2.25Cr-1Mo钢韧脆转变区的断裂韧度

针对运行了20万h的加氢反应器接管弯头材料2.25Cr-1Mo钢,测试了其低温拉伸性能、夏比V型缺口冲击功及断裂韧性;在此基础上,得到了其主曲线的参考温度,通过进一步预测得到了该钢在整个韧脆转变区的断裂韧度分布。结果表明:2.25Cr-1Mo钢主曲线的参考温度为-154℃;经过20万h的运行,该钢仍具有充足的韧性;验证了主曲线方法对非核电用2.25Cr-1Mo钢的适用性。

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。

辐照监督管支承定位结构力学分析

为优化反应堆压力容器(RPV)辐照监督管支承定位结构(胀套)设计,使其能够完成定位功能,并便于安装和拆卸,使用有限元软件(MSC.Marc)对结构进行数值模拟,得到该结构在安装、拆卸和工作状态下的应力、变形分布情况,并求得胀套结构与保护套筒之间的径向定位回弹力以及垂直方向插入和拔出力。分析中考虑了弹塑性材料、接触和大变形等非线性因素。通过对比,计算结果与试验结果吻合良好,证明方法可行,同时也表明胀套结构能够满足预紧功能要求。

蒸汽发生器地震反应分析及参数敏感性研究

蒸汽发生器是排出反应堆堆芯产生热量的主要设备,是反应堆冷却剂系统压力边界的一部分。其为抗震I类设备,须对其进行地震反应分析。本文建立了蒸汽发生器地震反应分析模型,地震反应分析模型包含汽水分离器组件和管束组件等内件。两个蒸汽发生器模型与一回路管道和压力容器串联,进行地震反应分析,获得地震载荷下的应力结果。同时,本文还就地震反应分析结果对各参数的敏感性做了研究,其中包括另一台蒸汽发生器、支撑、抗振条设置等的影响。研究结果表明,地震反应结果对设备支撑和抗振条设置特别敏感。本文总结了这些参数对分析和设计的指导性意见,供后续核电站蒸汽发生器设计和研发时参考和关注。

核级承压设备密封结构的有限元分析

在AP1000反应堆系统中,很多设备具有承压的功能,其密封性能直接关系到系统能否正常运行,因而密封失效是较之弹塑性失效、疲劳失效等更为基本的失效形式。在ASME规范中采用的密封结构设计方法是华脱尔斯法,此方法采用了一些保守的经验和假设,无法对密封结构处的变形和应力进行细致的计算。本文采用ANSYS有限元分析软件对核承压设备典型的密封结构进行了建模计算,提出了在有限元模型中螺栓预紧力和垫片的等效处理方法,能够对密封结构处垫片的回弹量、法兰的变形及应力分布进行预测。模型分析了采用华脱尔斯法进行密封设计时的设计余量,得到了垫片回弹量与设备内压之间的关系,对于核级承压设备密封结构的设计具有一定的借鉴意义。

用RT_(T_0)取代RT_(NDT)分析国产某核压力容器压力-温度限值曲线的效益

ASME规范和美国联邦法规规定了核反应堆压力容器(Reactor pressure vessel,RPV)在正常启、停堆过程中及水压试验时的压力和温度限值,2013年版ASME规范直接纳入了Code Case N-629,即同时接受了RTT0和RTNDT两种参考温度表征的材料断裂韧性KIc下包络线。本文对比分析采用KIR-RTNDT、KIc-RTNDT和KIc-RTT0三种断裂韧性取值方法所确定的压力-温度限值曲线(P-T曲线),以国产某台RPV为研究对象,计算了在40年设计寿期末和延寿期的P-T曲线。结果表明三者差别很大,基于KIc-RTT0下包络线拓宽了P-T运行窗口,甚至无需担心该容器在启停堆过程中会发生脆断,KIc-RTNDT曲线的计算结果偏保守,而由KIR-RTNDT给出的结果过于保守。研究结果为该电站的运行和延寿的可能性提供了支持。

控制棒驱动机构步跃动作运动分析

控制棒驱动机构是核电厂中的重要安全设备。其步跃动作的运行参数包括提升负荷、步距、步速等都是其核心设计指标。本文考虑重力、电磁力、水阻力和弹簧力载荷,建立了步跃运动方程。分别使用有限元方法和解析方法对步跃动作进行了动态模拟分析,获得了包括提升力、速度等时程变化曲线在内的结果,同时讨论了这些结果对设备设计的积极意义。

LWR压力容器接管考虑环境影响的疲劳计算

在设计阶段考虑环境对疲劳的影响是第三代核电站一回路主设备设计的关键技术之一,本文介绍了ASME规范Code Case N-792对轻水堆(LWR)一级承压设备考虑环境影响疲劳时的环境影响疲劳修正系数(Fen)和应变速率ε'的计算方法。建立反应堆压力容器接管的轴对称模型,并根据Code Case N-792的要求对一回路主设备反应堆压力容器接管进行考虑环境影响的疲劳计算,计算时分别采用简化法和详细积分法。对不考虑环境影响的ASME第III卷的疲劳计算结果和Code Case N-792的疲劳计算结果进行对比和探讨。当考虑环境影响后,SCL1截面的疲劳寿命缩短为空气状态下的1/3,SCL2截面的疲劳寿命减少了3/5。

AP1000主控室盘台抗震鉴定中的有限元模型验证

主控室盘台具有功能性要求,鉴定结果的可靠性十分重要,必须对分析使用的模型加以验证以确保模型尽可能地还原试验件的真实情况,特别是动态特性的情况。本文通过描述SRO盘台试验件的模型验证流程,简要阐述了在AP1000主控室盘台抗震鉴定中有限元模型验证所使用的方法。验证过程中根据试验的结果对多项模型参数进行了调整。特别考虑到1E级电子元件的鉴定,需要调整时程计算的参数使结果逼近试验结果。通过调整得到的模型可以在质量,整体模态,重要电子元件附近的局部模态以及地震载荷下电子元件附近的反应谱等各个方面和试验结果相匹配。经过验证的模型能够准确地表现出试验件的动态特性,模型能够用于之后的鉴定分析。