核动力工程

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钮新强, 罗琦, 赵鑫, 张文其, 刘海波, 李翔

2015, 36(5): 1-5. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0001

摘要(13) PDF(0)

摘要:
日本福岛核事故以后,能否探索一种安全性更好、公众接受度更高的核电站,成为未来安全发展核电的重要方向。地下核电站的研究经过几十年的蛰伏,重新进入研究人员的视野。本文总结了上世纪50年代以来国外地下核电领域的研究成果,介绍了近年来我国地下核电方面的研究历程和研究现状。地下核电利用洞室围岩增加了一道实体屏障,有利于实现从设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性。

大型地下核电站关键技术研究

钮新强, 罗琦, 赵鑫, 张文其, 刘海波, 李翔

2015, 36(5): 6-11. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0006

摘要(12) PDF(0)

摘要:
基于国内自主设计建造的600 MW级核电站成熟技术和大型地下核电站建设可行性研究成果,在国内首次研发并提出了具有自主知识产权的地下核电站CUP600机型和技术方案,形成一整套工程关键技术。通过分析论证,地下核电站安全性高、建造技术可行、经济合理,且已具备第四代核电技术部分特征,完全满足国家最新的核电安全标准要求。

核电厂蒸汽发生器支撑的力学计算与评价

徐宇, 初起宝, 王庆, 刘乐, 文静, 李海龙

2015, 36(5): 12-14. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0012

摘要(13) PDF(1)

摘要:
某核电厂蒸汽发生器(SG)横向支撑采用标准化设计,支撑的形式比较复杂,有板壳型支撑件、线型支撑件,同时还使用了螺栓连接件和焊接接头等,导致其力学计算和评价比较复杂。借助有限元分析软件对D级工况条件下该核电厂SG上部横向支撑和下部横向支撑做了力学计算,并利用ASME第Ⅲ卷NF篇和附录F对各种形式的部件进行了评价。提出了在对SG支撑进行力学计算和评价中需要重点关注的问题。

RG1.92两种谱分析法在钢平台中的应用

徐胜红, 柳胜华, 彭晓平, 杨世峰

2015, 36(5): 15-17. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0015

摘要(12) PDF(0)

摘要:
RG1.92(2006版)为了考虑反应谱分析高频部分的质量丢失问题,将核电厂结构、系统和组件的地震响应分为2个部分:周期性反应和刚性反应。核电厂安全壳内的钢平台地震响应包括刚性反应和周期性反应,需要将刚性反应和周期性反应剥离开来分别计算。分别使用Gupta法+Missing Mass法和Lindley-Yow法+静态零周期加速度(ZPA)法,通过GTStrudl软件的程序语言编制满足这2种组合方法要求的计算程序,以一个钢平台为实例,对比研究2种谱分析方法在实际应用中的差异,确定核电厂安全壳内的钢平台分析设计采用的反应谱分析方法。

新燃料元件运输容器跌落试验的有限元分析

李楠, 韩治, 汪军, 王昆鹏, 张春明, 衣大勇

2015, 36(5): 18-21. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0018

摘要(14) PDF(0)

摘要:
新燃料元件运输容器使用了多种非金属材料来实现减振、防火等功能。本文利用ANSYS/LS-DYNA程序进行运输容器1.2 m自由下落试验的有限元分析。首先,根据材料力学试验数据确定金属材料以及非金属材料的材料模型和材料常数。其次,建立规模恰当的有限元模型,设置接触边界条件,确定适用于非金属材料的沙漏参数。最终,完成多种跌落角度自由下落试验的有限元分析,确定1.2 m自由下落试验的试验方案。计算结果表明,设计的新燃料元件运输容器满足美国机械工程师协会(ASME)规范BPVC-III的强度要求。

反应堆压力容器螺孔及螺栓损伤评价技术

郑连纲, 邹鸣中, 谢海

2015, 36(5): 22-24. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0022

摘要(14) PDF(0)

摘要:
在反应堆压力容器螺栓孔及主螺栓加工制造和安装过程中,经常会由于设备故障或人员操作失误等原因造成螺孔和螺栓损伤,产生不符合项。其中,大多数不符合项是不影响设备的功能性及安全性的。本文总结了螺栓孔及主螺栓主要缺陷类型及接受原则,同时针对严重缺陷给出了相应的力学分析方法。

PCCS顶部水箱结构隔震参数的优化研究

侯钢领, 滕飞, 贾晓飞, 宋天舒

2015, 36(5): 25-29. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0025

摘要(8) PDF(0)

摘要:
以AP1000为研究对象,针对非能动安全壳冷却系统(PCCS)结构系统的地震响应,包括屏蔽厂房的结构运动和重力水箱部分的刚体运动、对流运动和冲击运动等特点,基于顶部水箱及其屏蔽厂房的地震响应特点,分别建立隔震结构和普通结构的分析模型。根据核电厂结构特点和抗震规范要求,提出隔震参数优化分析模型,并基于MATLAB工作平台,实现隔震层周期和阻尼比的参数优化。通过优化隔震结构与普通结构、现行抗震规范隔震模型的比较表明,本文优化方法的隔震结构具有减震效果好、抗震性能稳定等优点。

核级管道计算程序的应用

宁庆坤, 陈丽, 唐雨建, 田金梅

2015, 36(5): 30-32. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0030

摘要(8) PDF(0)

摘要:
开发一种核级管道计算程序,可采用多种规范对核级管道进行应力分析与评定。介绍程序计算原理,并以某核电工程管道系统为例,采用RCC-M和ASME规范进行计算,分别和SYSPIPE、PIPESTESS的计算结果进行对比。计算结果表明,开发的程序计算结果正确,精度满足要求。

中放废液收集槽抗震分析

景丹, 汪军, 戴守通, 栾霖

2015, 36(5): 33-36. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0033

摘要(7) PDF(0)

摘要:
中放废液收集槽是大型立式储液容器。为考虑容器内液体的晃动效应,引入三维的质量-弹簧模型,用响应谱分析的方法研究模型在地震作用下的响应。结果表明,把质量-弹簧模型引入到三维模型中是有效的方法;结构的最大应力出现在容器与支腿交界处。

针对核电厂三维隔震的厚层橡胶支座力学性能研究

王涛, 李吉超, 王飞

2015, 36(5): 37-40. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0037

摘要(9) PDF(0)

摘要:
采用厚层橡胶支座对核电厂反应堆厂房进行竖向隔震,可以使楼层反应谱峰值向低频移动到约2～4 Hz的范围内,有效地避开大部分设备和管道的固有频率范围(约10～15 Hz),降低竖向地震对核电结构内部设备和管道的损伤。对厚层橡胶支座的相关性能进行试验研究,分别设计制作厚层橡胶支座和普通橡胶支座,并参考规范对2种橡胶支座进行力学性能检测,包括隔震支座剪切刚度和压缩刚度试验,比较二者性能之间的差别。结果表明,厚层橡胶支座具有与普通橡胶支座相近的剪切性能,在竖向具有大变形能力,竖向刚度约为普通橡胶支座的1/8,可以作为新型三维隔震装置的承载元件。

核动力管道抗震完整性试验及分析研究

张世伟, 沈双全, 柳琳琳, 徐昱根, 李锡华

2015, 36(5): 41-44. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0041

摘要(19) PDF(0)

摘要:
对于偶发性地震载荷过分保守的处理导致核电厂管道系统使用大量的阻尼器、支吊架而使管道系统刚性过大,使核电厂的制造、安装、在役检查及维修等费用增加。依托主管道先进设计技术和试验验证项目,完成了核动力管道系统的抗震极限承载能力试验。将试验和计算分析结果与现行规范对比,明确了当前管道设计标准的安全裕量,提出了管道系统阻尼比值与应力评价准则等参数的取值建议。

核电厂房三维有限元模型考虑土-结构相互作用的简化方法

朱秀云, 秦帆, 潘蓉, 李建波

2015, 36(5): 45-49. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0045

摘要(14) PDF(0)

摘要:
为将集总的半无限地基动刚度等效离散给三维厂房结构的筏板基础,借鉴简化的集中质量厂房模型考虑土-结构相互作用(SSI)分析方法,通过力矩等效,推导三维厂房结构考虑SSI的弹簧-阻尼器等效离散模型,并通过模态分析和动力时程分析验证了此等效离散方法的正确性和合理性。这种第一步求解集总的地基动刚度,然后基于通用的有限元软件在三维厂房筏板基础施加弹簧-阻尼器的方法,相对于其他人工边界法更简便易行,便于工程应用。

基于最小势能原理的快堆堆芯多组件接触非线性计算理论研究

高付海, 李楠

2015, 36(5): 50-53. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0050

摘要(9) PDF(0)

摘要:
重点研究堆芯多组件的接触非线性计算理论,证明俄罗斯学者Likhachev发展的方法的可扩展性和解决中国实验快堆(CEFR)堆芯组件变形接触计算的可行性。在Likhachev发展的组件接触非线性方法基础上,考虑组件有3个可能的接触高度,建立变形协调条件和系统势能方程,利用最小势能原理求解接触力。为了简化推导,使用正交变换和拉格朗日对偶问题变换等方法。研究结果将接触非线性计算化为带不等式约束条件的二次函数极值优化问题。结论:Likhachev方法可以由2个接触高度扩展到3个接触高度,具备一般性;多组件接触非线性转化为最优化数学理论中的常规问题,数值上可解。

多点响应谱抗震分析在核电设备中的应用

王艳苹, 彭星铭, 唐雨建

2015, 36(5): 54-56. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0054

摘要(7) PDF(0)

摘要:
介绍单点响应谱法和多点响应谱法的求解原理,并以新燃料升降机为例,应用ANSYS软件,采用多点响应谱法进行抗震分析,并与单点响应谱法的抗震分析结果进行对比。结果表明,单点响应谱法的计算结果偏大,而多点响应谱法的计算结果更加合理,为这种类型的核电设备的抗震分析提供了一定的参考。

反应堆吊篮振动特性边界条件研究

谭添才, 高李霞, 喻丹萍, 马建中

2015, 36(5): 57-60. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0057

摘要(10) PDF(0)

摘要:
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。

RIS LHSI泵小流量管线减振改造方案的可实施性评估

何超, 席志德, 赵岳, 袁少波, 马建中

2015, 36(5): 61-64. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0061

摘要(8) PDF(0)

摘要:
针对核电站安全注入系统(RIS)低压安注泵(LHSI)小流量管线减振改造方案,开展可实施性评估。采用计算流体动力学(CFD)数值计算与试验模型回路验证相结合的方法,对减振效果进行评估。振动限值计算参照ASME 0M3执行,管线应力校核、支吊架强度和刚度校核采用管道专用软件syspipe完成。所有计算结果均表明,提出的改造方案有效、可行,可开展改造方案的具体实施。

蒸汽发生器传热管动态特性研究

高李霞, 喻丹萍, 谭添才, 马建中, 刘理涛

2015, 36(5): 65-67. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0065

摘要(8) PDF(0)

摘要:
蒸汽发生器(SG)传热管束受二次侧横向流动流体的激励而产生的振动,是引起SG传热管失效的主要原因之一,传热管的固有频率和振型是进行流致振动响应分析评价的关键因素。采用理论分析与试验相结合的方式对ZH-65型SG的传热管开展动态特性研究,获得了传热管的固有频率和振型。试验值和计算值的相对偏差在8%以内。

基于功率流的管道系统振动控制及优化设计

张晓玲, 刘天彦, 孙磊, 张鲲, 乔红威, 林松

2015, 36(5): 68-71. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0068

摘要(19) PDF(0)

摘要:
基于有限元法对管道系统在泵激励下的振动特性进行分析,以管系传至基础的振动功率流最小为目标,采用基于Matlab开发的优化分析(遗传算法)平台对管道系统支吊架的位置以及刚度进行优化设计,在保证系统抗冲击能力的前提下,达到降低管系振动的目的。通过分析得知,在管道系统的振动控制中,支吊架位置参数的调整及刚度特性的变化是降低管道振动的有效方法。

蒸汽发生器传热管堵头有效性分析

施少波, 沈平, 田祥禄, 高路杨

2015, 36(5): 72-74. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0072

摘要(12) PDF(0)

摘要:
蒸汽发生器传热管是核电厂—回路压力边界的薄弱环节,传热管的完整性直接影响到整个一次侧的安全。当传热管出现裂纹、腐蚀或磨损等缺陷时,在评定确认可能会发生一次侧流体进入二次侧情况下,需要对传热管进行堵管。利用有限元法对某蒸汽发生器传热管的滚压堵头进行分析评定,模拟计算在堵管时以及堵管后堵头、传热管接触力情况,通过计算及分析确认堵头在极限运行工况的有效性,计算显示此堵头满足强度要求。

AP1000旋叶式汽-水分离器分离效率与压降的数值模拟

张璜, 薄涵亮, 陈凤

2015, 36(5): 75-79. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0075

摘要(20) PDF(0)

摘要:
建立基于拉格朗日-欧拉方法的气-液两相流动的数学模型,利用商用计算流体力学软件CFX对该模型求解,数值模拟几何缩比后AP1000旋叶式汽-水分离装置内部冷态工况下气-液两相流动特性。模型中空气为连续相,其内运动的液滴视作离散相,针对液滴在流场中的运动特点,考虑液滴受到曳力、虚拟质量力、浮力和重力,并以此建立空气和液滴动量双向耦合的动力学模型。针对9个不同工况,利用CFX软件对两相流模型进行求解,得到不同直径大小的液滴在流场内的运动轨迹,进而得到分离器的分离效率和进出口总压降。结果显示:分离效率的计算值与冷态实验数据非常吻合,且压降计算值与冷态实验值变化趋势基本一致,验证所建立模型的正确性。

同心圆柱壳之间含静水的流固耦合振动分析

董宇, 杨翊仁, 鲁丽

2015, 36(5): 80-82. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0080

摘要(6) PDF(0)

摘要:
通过ANSYS软件建立2个同心圆柱壳以及在同心圆柱壳之间的静水模型,对其流固耦合模态特性进行分析。对圆柱壳和静水分别采用Solsh190和Fluid30单元进行网格划分,忽略流体的粘性和可压缩性的影响,通过有限元计算得到同心圆柱壳之间含静水的流固耦合模型的固有频率,分析静水间隙对其固有频率的影响。计算结果表明,随着静水间隙减小,固有频率亦随之减小;用ANSYS Fluid30模拟小间隙静水,间隙g≥1.5 mm且动能雷诺数R_k≥1478时,计算结果误差小于20%。

一回路系统中冷却剂流动形阻分析

姚彦贵, 施杨, 张锴, 路铭超

2015, 36(5): 83-86. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0083

摘要(12) PDF(0)

摘要:
核电厂一回路系统中冷却剂流动阻力是反应堆一回路系统设计的重要依据。通过典型突扩流道的算例研究,阐明流体流动产生"形阻"的原因;并通过在突扩管下游加设均匀孔板和突缩管2种阻力件结构,研究下游阻力件对总流阻的影响,获得总流阻增大和减小的结果。因此,在核电厂流体系统的流阻分析过程中,应对上下游阻力件之间的耦合影响效应作详细的分析。对于具体问题,能否采用流阻分段求和的方法计算总的流阻,必须进行具体分析和论证,避免出现差错。

蒸汽发生器入口段传热管随机湍流激励研究

高李霞, 谭添才, 杨杰, 喻丹萍, 马建中

2015, 36(5): 87-90. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0087

摘要(11) PDF(0)

摘要:
采用横截面为扇形结构的试验模型模拟蒸汽发生器入口段传热管,对其在不同缝隙流速下受到的随机湍流激励,采用Axisa和Taylor等提出的等效功率谱密度(EPSD)方法进行研究,并与Taylor和Pettigrew提出的推荐准则进行比较。研究发现,EPSD曲线在约化频率(f_R)约为1处出现峰值,该峰值已接近推荐准则边界。根据试验结果对原推荐准则提出修正,得到一个更能反映传热管实际振动情况的新准则。

AP1000安全壳冷却水箱长周期地震下晃动特性研究

曾晓佳, 陆道纲, 党俊杰, 刘雨

2015, 36(5): 91-95. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0091

摘要(14) PDF(0)

摘要:
长周期地震动会对自振周期较长的结构造成严重危害,对于AP1000顶部的大型重力排水箱,尤其要考虑在低频范围内的晃动情况。对于这一非线性问题,数值模拟具有一定的局限性和复杂性,因此建立实验模型,通过振动台模拟实验,选取与水晃动频率一致的正弦三波作为激励,测量不同液深时顶盖各位置的冲击力,并通过与陆道纲提出的计算方法对比,进一步证明了该计算方法的可行性和准确性。同时得出,该计算结果在小振幅晃动时相对偏小,在大振幅晃动时相对偏大,具有一定的保守性。

SA335-P11钢高温断裂韧性试验中规则化方法的应用

张旭, 潘科琪, 梁兵兵, 窦一康

2015, 36(5): 96-100. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0096

摘要(12) PDF(0)

摘要:
运行温度下的弹塑性断裂韧性参数是核电厂含裂纹缺陷压力管道设计、评价和分析的重要数据输入。高温环境会对弹性卸载柔度法的准确性造成影响。基于载荷分离理论的规则化数据处理方法无需同步测量裂纹扩展量即可获得材料弹塑性断裂性能数据J-R阻力曲线,具有明显优势。根据美国材料与测试协会(ASTM)E1820标准,对核电厂主蒸汽管道材料SA335-P11钢的紧凑拉伸(CT)标准试样在280℃高温环境进行J-R阻力曲线测定。对试验载荷位移试验数据分别采用弹性卸载柔度法和规则化数据处理方法进行对比分析,验证在高温试验环境下的分析中规则化数据处理方法对传统弹性卸载柔度法的可替代性。

双锥度压入的FAT迭代法获取材料的力学性能

陈辉, 蔡力勋, 包陈

2015, 36(5): 101-104. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0101

摘要(16) PDF(0)

摘要:
基于半锥角为60°和70.3°的圆锥形压头单调压入试验,获得载荷-压深响应曲线。根据曲线所具有的Kick定律特征,寻求有限元迭代输入应力应变关系与输出载荷位移曲线之间的数学关系,进而进行合理的迭代求解,最终获得材料的单轴弹塑性本构关系。通过对2种钛合金材料的反演应用,结果表明迭代计算得到的本构关系与经典的单轴拉伸试验结果一致。

ACP1000控制棒驱动线抗震试验研究

杜建勇, 李朋洲, 李琦, 柳琳琳, 徐昱根, 李天勇, 马建中

2015, 36(5): 105-107. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0105

摘要(7) PDF(0)

摘要:
为验证国产第三代压水堆ACP1000控制棒驱动线(CRDL)在三代核电要求地震条件下的结构完整性和功能完好性,在多点激励试验装置上,采用一组控制棒驱动线1:1样机作为试验对象,进行CRDL的抗震试验研究。试验中采用多频波法进行CRDL水平和竖直2个方向的地震激励,得到地震对CRDL落棒时间的影响;测量了运行基准地震(OBE)和安全停堆地震(SSE)下CRDL的加速度响应值和应变值,验证了CRDL在OBE下的运行功能和SSE下的安全功能。试验结果表明:ACP1000的CRDL在地震载荷作用下能够保持其结构完整性和功能完好性。

秦山第三核电厂1#机组3#主泵振动处理

袁少波, 陈志高, 郭龙章, 黄勇波, 喻丹萍, 丛滨, 何超, 柳琳琳

2015, 36(5): 108-110. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0108

摘要(13) PDF(0)

摘要:
秦山第三核电厂1#机组3#主泵在启动和运行期间振动较大。为查找主泵振动大的原因,进行了4个方面主要参数的测量:旋转机械振动在线测量、主泵模态试验、主泵现场振动测量和主泵热位移测量。在分析现场测量数据的基础上,诊断出主泵振动大的根本原因,同时提出主泵振动处理的改造方案。方案实施后,振动有了大幅度降低,消除了长期困扰主泵振动的报警缺陷。

核电厂调试期间核级管道振动测量工作改进

赵岳, 何超, 徐伟祖, 韦超, 鲍宇

2015, 36(5): 111-113. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0111

摘要(11) PDF(0)

摘要:
美国机械工程师协会(ASME)OM-S/G-2000 Part 3导则存在操作性不足的缺陷,而国内核电厂核级管道振动测量工作均依此导则,采用的试验方法类似,但都无法全面、准确预测管道振动极大点。以某核电厂调试期间核级管道振动测量工作为例,从试验对象的筛选、关键设备或部件的选取、测点选择、现场试验及振动分析评价5个方面进行探讨,提出改进建议,最后以某核电厂安全壳喷淋系统(EAS)的某管段振动为研究对象,对测量方法、振动限值计算及评价等进行案例分析。

基于SIMO的燃料组件模态试验研究

徐昱根, 柳琳琳, 王旭, 孙磊

2015, 36(5): 114-116. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0114

摘要(9) PDF(0)

摘要:
燃料组件的结构模态频率和振型反映了其自身结构的固有特性,其结构的损坏会降低燃料组件工作的可靠性,是出现工程事故的主要原因之一。利用单点激振多点输出(SIMO)试验模态方法,并基于LMS模态分析软件,对某型号燃料组件进行了锤击法模态试验。以单激振力为输入信号,多个加速度传感器的加速度信号为输出响应,获得了该燃料组件的各阶模态参数和振型。

核级电动闸阀样机端部加载试验技术要点探讨

徐昱根, 王旭, 柳琳琳, 姜圣翰

2015, 36(5): 117-119. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0117

摘要(12) PDF(0)

摘要:
核级电动闸阀端部加载试验是通过对阀门管端施加载荷,测定载荷施加过程中力和应变的变化,考核阀门的刚度、强度以及在载荷作用时和作用后的性能指标,验证当阀门受到所有管端载荷及压力和自重在内的正常工作载荷作用时阀门的可操作性。本文探讨了核级电动闸阀样机端部加载试验的技术要点,并以一实际样机试验为例,描述了核级电动闸阀样机端部加载试验的试验方法及其试验结果。

考虑接管载荷的反应堆压力容器接管嘴断裂力学分析

王大胜, 刘攀, 熊光明

2015, 36(5): 120-123. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0120

摘要(9) PDF(0)

摘要:
压力容器接管嘴位置结构和载荷情况比较复杂,若假想缺陷位于压力容器进口接管内隅角位置,在考虑接管载荷作用时,裂纹为复合型裂纹。建立含裂纹的三维有限元模型,分析在接管载荷单独作用、内压与接管载荷共同作用下裂纹尖端应力强度因子的分布和变化规律。分析结果表明,在仅考虑接管载荷时,进口接管内隅角位置应力强度因子K_I、K_II和K_III都比较小,应力强度因子近似对称分布;内压对裂纹尖端的应力强度因子K_II和K_III基本没有影响。

含缺陷海水循环泵轴疲劳强度分析

谭晓惠, 王伟, 罗霆, 刘志凌, 陈光毅

2015, 36(5): 124-127. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0124

摘要(12) PDF(0)

摘要:
针对岭澳核电站大修期间发现的海水循环泵轴腐蚀坑缺陷,从强度与疲劳两方面对缺陷予以评价。此外,还将腐蚀坑缺陷视为初始裂纹考查其稳定性,作为疲劳寿命评价的进一步佐证。通过该方法,对海水循环泵轴的缺陷的结构安全性进行评价,为现场决策提供了数据支撑。

韧性材料裂纹尖端钝化理论和仿真研究

潘科琪, 张旭

2015, 36(5): 128-131. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0128

摘要(12) PDF(0)

摘要:
核电厂压力管道多采用高韧性材料。在外载荷作用下,高韧性材料裂纹尖端应力高度集中并产生塑性变形,使得裂纹尖端附近应力应变重新分布,引起裂纹尖端的钝化。基于弹塑性材料本构关系,采用1/4奇异单元离散裂纹前沿,在位移载荷控制下,仿真分析紧凑拉伸(CT)试样的钝化过程。在不同的位移加载下,研究CT试样钝化过程中硬化区大小以及断裂参数的变化规律。

断裂韧度特征值的概率分析

李曰兵, 高增梁, 雷月葆

2015, 36(5): 132-135. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0132

摘要(17) PDF(0)

摘要:
针对断裂韧度的不确定性,利用概率理论揭示3试样最小值当量(MOTE)方法的统计意义。基于41个断裂韧度试验数据,通过对母体分布的抽样模拟试验数据,并采用MOTE方法确定模拟数据的断裂韧度特征值,计算其对应的失效概率,并与ASME方法进行对比分析。结果表明:在估计母体的低分位点值时,MOTE方法的置信度较低;采用多试验数据可以得到较为可靠的评定结果,但试验数据大于3时MOTE方法,也只有81.5%的置信度保证断裂韧度特征值低于ASME下限值。

压水堆燃料组件研发中的力学问题

李朋洲, 李琦

2015, 36(5): 136-139. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0136

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摘要:
燃料组件弯曲变形可能导致装卸料困难、控制棒不能完全下插;燃料组件间的微动磨蚀可能会造成元件棒破损和核燃料泄漏,这些都直接影响核电厂的安全运行和经济性。针对压水堆燃料组件研发中的组件弯曲变形、组件微动磨蚀、组件结构完整性分析等几类典型力学问题的关键因素和解决办法进行了综述和展望。

AP1000钢筋混凝土屏蔽厂房抗大型商用飞机撞击分析

程书剑, 王晓雯, 葛鸿辉, 夏祖讽, 黄小林

2015, 36(5): 140-143. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0140

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摘要:
针对建设中的三门、海阳AP1000钢筋混凝土(RC)屏蔽厂房,开展抵抗大型商用飞机撞击的分析研究。分析中采用我国核安全导则(HAD)推荐的总质量约90 t的大型窄体商用飞机作为撞击飞机,选取屏蔽厂房筒身中部、进气口区域和屋顶锥屋面作为撞击目标,并采用LS-DYNA显式有限元分析软件使用"飞机-标靶相互作用法"进行3种工况模拟。结果表明:AP1000的RC屏蔽厂房可以抵抗这种级别飞机的撞击。

双层安全壳人员闸门力学分析

施勣, 徐小刚, 杨林民

2015, 36(5): 144-147. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0144

摘要(10) PDF(0)

摘要:
在事故工况下,人员闸门需承担防止放射性物质不可接受释放的功能。采用ANSYS有限元分析软件,建立人员闸门的三维模型对三代核电厂双层安全壳人员闸门进行力学分析,并结合土建影响(强迫位移),得到闸门各部分的应力分布以及变形量,以实现安全壳完整性所必须达到的功能。

CEFR中间热交换器管束结构形式对热应力影响的研究

张添翼, 张振兴, 胡丽娜, 徐宇

2015, 36(5): 148-151. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0148

摘要(16) PDF(0)

摘要:
中国实验快堆(CEFR)中间热交换器各层换热管和内套筒存在沿径向方向的温度梯度分布,导致不同层管束之间存在不同的轴向载荷。CEFR中间热交换器的换热管束采取增加空间补偿弯管段的设计方案,以降低设备的热应力。本文对不同管束结构(直管方案与弯管方案)的热应力进行计算。计算结果表明:最大应力出现在上管板区域,弯管模型的应力大于直管模型。经过分析换热管束的受力情况,补偿弯管段可以很好地平衡各层管束之间的轴向应力,但是因为补偿弯管段的切向位移较大,所以对于管板区会造成较大的切向力。

钍基熔盐堆回路管道系统应力分析与评定

龚玮, 张小春, 王晓, 傅远

2015, 36(5): 152-155. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0152

摘要(7) PDF(0)

摘要:
钍基熔盐堆(TMSR)管道设计温度可达700℃,设计标准采用美国机械工程师协会ASME-NH分卷。高温管道评定时除需要进行应力评定外,还需进行应变变形限值和蠕变疲劳限值等评定。利用通用有限元分析软件(ANSYS)对整体回路系统进行计算,并通过优化计算,使得管道应力达到ASME规范中限值要求。

CEFR事故余热排放系统管道热应变测量及结果分析

余华金, 唐龙, 齐敏, 喻丹萍

2015, 36(5): 156-160. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0156

摘要(7) PDF(0)

摘要:
中国实验快堆(CEFR)以钠作为冷却剂。事故余热排放系统是CEFR快堆的专设安全设施,在反应堆出现地震、系统供电全部中断、全部蒸汽发生器给水中断的事故工况时,将堆芯余热通过空气冷却器非能动地排放到最终热阱。CEFR事故余热排出系统设计温度为550℃,运行温度最高为516℃,全部为双层管道,管道内运行介质为高温的液态金属钠。通过对事故余热排放系统进行热应变测量和数据分析,掌握系统管道的应力应变情况和监测系统运行状态的应力变化。

核电厂虚拟控制系统报警软件设计

董晨鹏, 冷杉, 程俊杰

2015, 36(5): 161-164. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0161

摘要(14) PDF(0)

摘要:
通过对核电厂数字化仪控系统Ovation报警功能进行分析,设计专门用于虚拟控制系统的报警软件。软件以虚拟分散处理单元(DPU)运行服务器中控制功能模块运算结果作为报警触发源,利用套接字通信模式实现报警信息的传输,以Active X控件实现报警显示画面的实时交互。该虚拟控制系统报警软件可仿真模拟核电厂Ovation报警系统的主要功能,为核电厂操纵员培训和提高处理故障能力提供有力支持。

基于谐波展开法的压水堆堆芯功率分布在线监测

李茁, 吴宏春, 曹良志, 李云召

2015, 36(5): 165-168. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0165

摘要(19) PDF(0)

摘要:
采用谐波展开法进行堆芯三维功率分布的在线监测,将堆芯三维功率分布用中子扩散方程的谐波进行展开,并利用堆内探测器读数信息进行展开系数的求解;采用非线性半解析节块法结合Krylov子空间法进行全堆芯谐波的求解,其计算时间约为采用细网差分法结合Krylov子空间法求解的1/100。基于谐波展开法理论开发堆芯三维堆芯功率分布在线监测系统NECP-ONION,采用国内典型压水堆电厂实测数据对该系统进行验证。结果表明,组件平均功率的在线监测系统重构值与电厂测量值之间均方根误差小于2%,基于谐波展开法开发的在线监测系统具有很高的计算精度。

堆芯紧急冷却安注热混合实验研究

任五岳, 边嘉伟, 于国军, 田文喜, 张大林, 苏光辉, 秋穗正

2015, 36(5): 169-172. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0169

摘要(10) PDF(0)

摘要:
以核电厂压水堆中失水事故(LOCA)堆芯紧急安注系统(ECCS)启动后安注接管与冷管段的T型管处冷、热流体混合为研究对象,进行安注管和主管道内过冷水-高温冷却剂的热混合特性实验以及过冷水-汽水混合物直接接触冷凝特性实验,通过缩比尺寸实验对热混合相关现象进行研究。结果表明,单相热混合实验管内温度场随不同射流流型成一定分布;两相热混合工况安注后冷凝量随主管蒸汽量变化而成线性分布,并总结实验数据形成适用于本实验直接接触冷凝相关关系式。

熔融物碎裂特性的MPS研究

张蕊, 田文喜, 陈荣华, 苏光辉, 秋穗正

2015, 36(5): 173-177. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0173

摘要(13) PDF(0)

摘要:
在核反应堆堆芯融化事故中,熔融物液滴与液池的相互作用是严重事故中的重要现象,较难进行数值模拟。采用移动粒子半隐式(MPS)方法对熔融物冲击液池以及熔融物在液池中的碎裂过程进行数值模拟。结果表明:熔融物球在冲击液池过程中会迅速变得扁平,同时出现Rayleigh-Taylor(RT)不稳定性和边界层剥离现象。在碎裂初始阶段熔融物前沿的速度会迅速下降15%。熔融物碎裂行为的模拟结果与实验模拟结果符合较好,验证了MPS模拟熔融物行为的合理性。

AP1000小破口失水事故ADS-4液滴夹带关系式评价分析

王伟伟, 刘丽芳, 孟兆明, 傅孝良, 田文喜, 杨燕华, 苏光辉, 秋穗正

2015, 36(5): 178-183. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0178

摘要(10) PDF(0)

摘要:
1000 MW非能动先进压水堆AP1000小破口自动降压系统(ADS)喷放阶段,ADS-4阀门开启,直接向安全壳喷放。当热段内的蒸汽流速达到临界值时,热段内的液相以液滴的形式通过ADS-4夹带至安全壳。本文采用美国俄勒冈州立大学ATLATS试验装置获得的液滴夹带关系式对RELAP5程序的源代码进行修改,进而采用修改版的RELAP5程序针对AP1000 5.08 cm冷段小破口失水事故过程ADS-4的液滴夹带特性进行研究。计算结果表明,RELAP5现有的液滴夹带模型对通过ADS-4的液滴夹带量预测偏低,这将导致不保守的安全分析结果。

严重事故中碎片床形成过程的数值模拟

张斌, 吴健, Shamsuzzaman M, 守田幸路, 单建强, 陈耀东

2015, 36(5): 184-186. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0184

摘要(11) PDF(0)

摘要:
采用改进的离散要素法(DEM)对严重事故中碎片床的形成过程进行二维数值模拟。针对传统的DEM模型中计算系数选取困难的问题,围绕时间步长对计算参数重新进行推导和组合,改进后的DEM能大大提高应用的效率。通过与一系列的实验在颗粒扩散角度、颗粒下落时间、形成碎片床的形状方面的系统对比,验证了模拟程序的有效性。

窄空间流道内两相流动压降及流量波动特性的实验研究

陈德奇, 王庆华, 陆祺, 潘良明

2015, 36(5): 187-193. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0187

摘要(12) PDF(0)

摘要:
窄小流道内的两相流动压降不同于常规流道,在窄小空间内的受限气泡行为对流动稳定性有着重要影响。本文在1个标准大气压(0.101 MPa)下,对内径为2 mm的窄小流道内气-液两相流动进行可视化实验研究。实验在不同工况参数和气相工质下展开,其中气相工质包括氮气、空气、二氧化碳和氩气,液相工质为水。研究发现,在给定气相体积流量下,压降随液体质量流速增大而增加,对应的气-液界面形态均为拉长型气弹;而在给定液相质量流速下,压降随气相体积流量增加不成线性关系,是先减小后增大,对应的气-液界面形态仍为拉长型气弹。

高温高压高CO₂环境中橡胶O型圈的腐蚀损伤实验研究

曾德智, 李坛, 周之入, 张智, 施太和, 崔庆武

2015, 36(5): 194-198. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0194

摘要(12) PDF(0)

摘要:
以氢化丁腈橡胶O型密封圈为对象,模拟橡胶密封件的工作环境,在压力25 MPa、温度120℃、实验周期168 h、气相组成5 vol%CO₂、95 vol%N₂的条件下,进行O型密封圈高温高压腐蚀实验。从材质、结构、组分、物理性能和断口形貌几方面对其进行实验前后的对比分析,研究橡胶密封件在高温高压高含CO₂环境中的腐蚀损伤行为。实验结果显示:橡胶O型圈腐蚀后物理性能下降,且承压状态下的腐蚀损伤程度比自由状态下弱,应以承压状态下的分析结果作为橡胶密封制品应用时的主导参考;橡胶材料腐蚀后其分子结构和填料会受到破坏,造成橡胶材料性能下降;未服役的橡胶O型圈的拉伸断口多为韧性断口,而橡胶材料在服役时发生腐蚀老化,腐蚀后的拉伸断口多为脆性断口。

上海光源挡光元件的热疲劳寿命评估

肖维灵, 陈海波, 殷琰

2015, 36(5): 199-203. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0199

摘要(12) PDF(0)

摘要:
以上海光源(SSRF)前端区挡光元件结构为分析对象,进行热负载作用下的温度和弹塑性应力有限元模拟,采用修正的Von Mises等效应变模型并结合Miner线性累积损伤理论进行疲劳寿命预估,同时考虑表面粗糙度的影响以及光束长时间照射的保持效应,最终给出挡光元件的热疲劳寿命评估方法,并依此提出挡光元件的有限寿命的设计方法,以达到改善目前保守的设计、提升装置的总体性能的目的。

蒸汽发生器管板液压胀管数值模拟研究

倪鹏, 惠虎, 王晓东, 林绍萱, 张丽艳, 陈清琦

2015, 36(5): 204-207. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0204

摘要(5) PDF(0)

摘要:
针对蒸汽发生器管板材料和传热管材料进行常温力学性能测试,获得材料的真应力-真应变曲线。在此基础上,对蒸汽发生器管板开展液压胀管的数值模拟研究,研究胀接压力和胀接长度对残余接触压力和过渡区残余应力的影响,得出以下结论:残余接触压力随胀接压力的增大而增大,与胀接长度基本无关,过渡区段传热管内壁最可能发生应力腐蚀。

重水堆燃料铍材国产化及入堆验证试验

王文利

2015, 36(5): 208-210. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0208

摘要(9) PDF(0)

摘要:
为了将制造重水堆燃料棒束使用的铍材国产化,在工艺鉴定合格的基础上,分析国产铍材燃料棒束堆内运行的要求,制定国产铍材燃料棒束专项生产计划,并将生产的国产铍材燃料棒束装入秦山第三核电厂的2号机组反应堆中进行验证试验。结果表明:国产铍材燃料棒束的质量和性能满足秦山第三核电厂重水堆机组运行的要求。建议后续对铍涂覆过程进行精细化控制,使涂覆质量最佳。

中国的A508-3钢力学性能评估

余美芳, 罗震, 赵玉津

2015, 36(5): 211-214. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.05.0211

摘要(11) PDF(0)

摘要:
国产A508-3钢数据比较分散,笔者从公开文献中收集了国产A508-3钢的拉伸性能、夏比V型缺口冲击能量以及断裂韧性数据,并与美国核反应堆压力容器A533B钢和德国核反应堆压力容器20Mn Mo Ni55钢进行对比。

留言板

2015年第36卷第5期

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2015年 第36卷 第5期

2015年第36卷第5期