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核电厂主设备在地震加失水事故下的结构反应分析研究(一)

时间:2014-01-27 11:27来源:核动力工程 作者:姚伟达 谢永 诚张明 点击:
1、前言 核电厂主设备包括了一回路压力边界的设备及其内部构件,是核电厂的关键设备。根据美国联邦法规1OCFR50附录A的要求,在安全停堆地震(SSE)与大失水(LOCA)等假想事故下仍应保证:反应堆冷却剂压力边界的完整性;使反应堆保持在安全停堆状态下的能力;防止事故发生或减轻其后

     1、前言

   
     核电厂主设备包括了一回路压力边界的设备及其内部构件,是核电厂的关键设备。根据美国联邦法规1OCFR50附录A的要求,在安全停堆地震(SSE)与大失水(LOCA)等假想事故下仍应保证:反应堆冷却剂压力边界的完整性;使反应堆保持在安全停堆状态下的能力;防止事故发生或减轻其后果的能力,把事故引起的厂外辐照减到最小。

   
     根据美国NRC对核电厂标准评审大纲中有关章节的要求,核电厂反应堆堆内构件、控制棒驱动系统、燃料组件及蒸汽发生器(sG砖热管等需进行地震加失水事故联合作用下的反应分析及评定,以保证结构部件的应力强度与变形小于规定的允许值;控制棒驱动线仍具有快插,并使反应堆安全停堆的功能;燃料组件格架上的组合受压冲击载荷不超过规定的压塌临界载荷Pcr;燃料组件中的部件不能发生任何失效,例如,导向管失稳、燃料棒的破损等;SG传热管支承板受到的压缩冲击载荷使孔径的变形不超过规定的门槛值。

   
     美国、法国和日本在核电厂主设备设计中涉及事故工况条件下的结构动力反应分析时,采用了整体结构分析与部分试验相结合、通用程序与专用程序相结合的方法。20世纪70年代,这些国家就开始了这方面的研究工作,特别是对堆内构件、燃料组件、驱动线、SG传热管等结构在地震加失水下的结构动力反应作了大量的模型、甚至是实物的地震试验和相应的计算分析工作,积累了大量的试验和研究数据。自20世纪80年代开始,上海核工程研究设计院在秦山和PC两座300MW核电厂的设计分析中开展了主设备在地震加失水事故下的反应分析和试验研究工作,特别是对堆内构件、燃料组件、控制棒驱动线与SG4大主设备进行了详细专题研究。该研究的成果已直接应用在秦山、PC核电厂的设计与安全分析中,为百万级核电厂设计建造进一步国产化建立了基础。

   
     2、研究内容与研究专题

   
     2.1研究内容与流程

   
     核电厂反应堆主设备在事故工况时主要来自失水(LOCA)和安全停堆地震(SSE)两种假想事件的载荷,本研究主题是围绕这两种载荷求解及主设备结构反应等两方面的研究。研究结果为核电厂主设备设计分析与安全分析中的载荷组合和应力评定提供依据。图1是本研究的流程。本研究项目共分8个专题进行研究:1核电厂主设备在地震加失水事故下的结构反应分析研究;o核电厂反应堆系统失水事故下整体瞬态压力场分析研究;?核电厂反应堆堆内构件失水分析的输入载荷计算;?核电厂反应堆堆内构件在地震加失水事故下结构反应分析研究;?核电厂反应堆燃料组件在地震加失水事故下结构反应分析研究;?核电厂反应堆控制棒驱动线在事故工况下的落棒时间分析及SCRAM程序研究;?核电厂蒸汽发生器传热管与支承板间相互作用研究;à核电厂反应堆吊篮结构流固藕合动力反应分析研究。

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