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第17届全国反应堆结构力学会议

召开年：2012
召开地：上海
出版时间： 2012-10-15

主办单位：中国力学学会;中国核学会

会议文集：第17届全国反应堆结构力学会议论文集

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1.附加阻振质量的有限平板振动响应与传递问题研究
- 卢军;李朋洲;孙磊
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：本文建立了集中力作用下附加阻振质量的有限平板理论分析模型，通过波动法和模态法推导了模型的振动响应。以均方速度为指标，探索了板系统附加的阻振质量对激励板的振动能量向接受板传递的阻抑规律。讨论了阻振质量的质量比和刚度对板系统振动阻抑效果的影响。结果表明，当考虑阻振质量对板局部刚度贡献时，阻振质量在低频段对板系统的振动具有较好的阻抑效果。当不考虑阻振质量对板局部刚度贡献时，阻振质量在低频段对板系统的振动不但没有阻抑效果，反而还放大了板系统在低频的振动；在高频段，随着阻振质量的质量比的增加，阻振质量对板系统的振动的阻抑效果更好。
2.控制棒组件落棒时间分析
- 徐伟;刘彤;张炯;杨翊仁;鲁丽;王仁钧
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：本文在落棒过程中的流体-结构横向耦合作用分析的研究基础上，考虑控制棒与导向管之间的碰撞接触问题，建立了控制棒组件横向弯曲振动方程；同时考虑控制棒组件在下落过程中受到的重力、流体阻力及由于碰撞产生的导向管对控制棒的摩擦力，建立了控制棒组件的竖向运动方程。控制棒组件的横向运动和竖向运动是相互耦合的，需要同时求解。采用有限元方法对控制棒的横向运动控制方程进行离散，在每个时间步长内使用Newmark数值积分方法求解控制棒横向位移，并对控制棒的横向振动位移进行判断并计算相应碰撞力及摩擦力，同时求解控制棒竖向运动。使用以上述方法为基础编写的控制棒组件落棒过程的分析程序对某反应堆的落棒过程进行了分析，验证了本文方法是有效的。
3.钢板混凝土与普通混凝土结构抵抗飞机撞击的比较分析
- 徐征宇;李忠诚
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：本文采用经典的显式有限元动力程序LS-DYNA，对缩小比例飞机模型撞击试验进行仿真模拟分析，比较钢板混凝土（SC）与普通钢筋混凝土(RC)抵抗飞机撞击的性能。
4.控制棒驱动机构步跃动作运动分析
- 许艳涛;祖洪彪
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：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，得出了一些结果，包括提升力、速度等时程变化曲线，并讨论了这些结果对设备设计的验证和指导作用。
5.基于蒸汽干燥器声疲劳比例模型试验的声固耦合动力相似准则推导
- 张锴
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：近年来，在部分核电厂蒸汽干燥器上发现大量裂纹。这些裂纹的存在威胁电厂的正常运行，导致电厂计划外停堆和低功率下运行。初步研究表明，主蒸汽管线中的声共振现象及由此产生的声载荷是造成干燥器严重裂纹失效的主因。由于干燥器结构的复杂性和声固耦合作用，需要采用比例模型试验的方法来研究干燥器的声疲劳机理。本文根据相似学第二定理，从弹性力学和声学的基本控制方程出发，推导了蒸汽干燥器声疲劳问题的尺度相似律和声固耦合模型试验的相似比例关系，藉此指导干燥器声疲劳模型试验的开展，确保在模型试验中重现实际电厂干燥器上发生的重要物理现象，为最终开发出干燥器防治声共振的设计和校核方法打下了理论基础。
6.反应堆压力容器风险指引的压力-温度（P-T）限值方法
- 樊钊;王东辉;李锴;钟志民
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：ASME标准第XI卷附录G提供了用于确定反应堆冷却剂系统压力边界A、B级工况下压力-温度限值的确定性方法。风险指引的压力-温度限值方法，以概率断裂力学为基础，为ASME XI附录G提供了一种风险指引的可选方法。目前，风险指引的压力-温度限值方法已经并入ASME标准第XI卷附录G（2011a版）中。本文介绍了风险指引的压力-温度限值的基本方法和新版ASME标准（2011a版）第XI卷附录G采用的风险指引方法的参数，讨论了该方法目前行业应用的局限性。
7.反应堆压力容器缺陷的断裂力学分析
- 郑斌
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：某反应堆压力容器在UT检查时发现一处缺陷。缺陷的长度为209.4mm，高度为3mm，本文根据ASME规范,将该缺陷假定为裂纹深度为10.1mm的环向表面裂纹，并进行了断裂力学计算及评价。分析内容主要包括：计算疲劳裂纹扩展量、评价各种工况下的应力强度因子结果。载荷为瞬态的温度波动、压力以及焊接残余应力。评价工况包括：正常及扰动工况、紧急工况、事故工况。分析结果表明寿期末的疲劳裂纹扩展量很小，应力强度因子结果均满足规范要求，含缺陷的反应堆压力容器可以继续服役。
8.堆焊层结构对反应堆压力容器结构完整性的影响
- 王荣山;吕峰;陈明亚;姜凯华;任爱
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：本文建立了含缺陷反应堆压力容器（RPV）堆芯筒体的三维有限元模型，比较分析了三种假想裂纹，不考虑堆焊层的表面裂纹、穿透堆焊层的表面裂纹和堆焊层下的埋藏裂纹，在压力及热应力载荷作用下的应力强度因子。此外，参考R6标准选择3的方法，本文还建立了与三种假想裂纹相关的失效评定曲线（FAC）。数值分析显示，与一般不考虑堆焊层的分析模型相比，随着裂纹深度的增加，裂纹穿透堆焊层所引起的应力强度因子非保守性逐渐下降，而裂纹在堆焊层下引起的应力强度因子保守性逐渐上升。而随着降温速率的增加，裂纹穿透堆焊层所引起的应力强度因子非保守性和堆焊层下深埋裂纹所引起的应力强度因子保守性均逐渐下降。堆焊层结构对筒体堆芯段专用FAC的影响有限。
9.非中心穿透裂纹对LBB技术应用的影响分析
- 梁兵兵;石望;李岗
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：随着LBB技术的发展和应用推广，可运用详细地裂纹扩展分析技术，通过周密的分析论证带缺陷管系在使用寿期内同样能够满足SRP3.6.3中关于LBB技术应用的泄漏探测能力、裂纹稳定性和载荷的相应裕量要求。在这种前提下，一些额外的分析就必不可少。其中之一即为需要考虑载荷对称中心与裂纹对称中心不重合情况，即所谓的非中心裂纹，对LBB技术应用的影响。本文以压水堆核电厂中6英寸、14英寸和22英寸管径的核1级高能管道中非中心裂纹为研究对象，先从偏心角度对裂纹张开面积的分析着手，进而研究其对泄漏率分析与裂纹稳定性分析的影响，并对非中心裂纹对LBB技术应用的影响做了综合性的分析总结，为今后含缺陷管道应用LBB技术的分析提供参考与借鉴。
10.管道内表面非中心裂纹扩展研究
- 祁涛
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：本文利用三维线弹性有限元方法，采用有限元软件ABAQUS，建立了管道非中心环向裂纹扩展分析的模型，基于Paris-law分析模拟裂纹扩展。并在此基础上研究了裂纹在不同载荷作用下的扩展规律和路径，重点考察了裂纹偏移角度对裂纹扩展的影响。同时，也将计算结果和中心裂纹的分析结果相比较，研究了两种裂纹在扩展上的差异，进而为带缺陷管道的LBB分析提供分析手段之一。
11.AP1000反应堆压力容器承压热冲击下结构完整性分析
- 王东辉;张亚平;钟志民;李锴;张静
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：本文简要介绍了承压热冲击（PTS）分析的相关背景情况，并阐述了对AP1000反应堆压力容器进行确定性结构完整性分析的必要性。采用计算软件FAVOR中的FAVLoad模块对AP1000反应堆压力容器在PTS下的结构完整性进行分析和评价。评价结果表明，AP1000反应堆压力容器在典型PTS瞬态下的结构完整性可以保证。
12.含表面裂纹板的概率断裂力学分析
- 赵磊;李曰兵;雷月葆;高增梁
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：压力容器等大型结构的安全性与多种不确定因素有关，如初始裂纹的位置及尺寸、材料性能参数等。概率断裂力学方法将不确定性参量作为随机变量处理，可以较好地减小不确定因素对结构完整性评定的影响。本文对含表面半椭圆形裂纹平板进行了拉弯组合载荷作用下的概率断裂力学分析。估算了含表面半椭圆形裂纹平板在拉弯组合载荷作用下的应力强度因子及J积分值。失效准则考虑了基于线弹性的KIc准则及基于弹塑性的JIc准则。将裂纹深度、材料性能等参数作为随机变量，采用Monte-Carlo方法计算了不同拉弯组合载荷作用下裂纹板的失效概率。对比分析了不同失效准则及不同拉弯组合系数下裂纹板的失效概率。
13.LBB技术在受辐照后的反应堆压力容器中的应用
- 钟林秀
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：在核电站的设计中，核安全是需要考虑的首要问题。无论采用何种先进的核电技术，反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel，RPV)都是核电厂的核心关键设备。因为RPV是核电厂整个寿期内唯一不可更换的设备，决定了核电厂的寿命。同时RPV也是保障核电厂安全的第三道屏障，是一回路压力边界的重要一部分。本文研究LBB分析技术在压水堆压力容器上的应用方法。建立简化的压力容器的结构模型。根据所受载荷，计算裂纹寿期内的扩展，模拟工况下裂纹的张开。所以本文建模的宗旨是为了突出实用性，主要是提供一种分析方法及计算方法，试图探索出一套LBB分析技术对于压水堆压力容器的分析程序。
14.管道弯管区裂纹的断裂力学参数KJ计算研究
- 周继云;张维;栾兴峰;朱光强;刘鸿运
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：弯管，作为核电站管系中重要的组成部分，其压力边界的完整性直接影响到核电站的可靠运行。因此，对含缺陷的弯管区进行相应的分析来评价其是否满足安全性要求很有必要。分析评价用到的主要断裂力学参数是应力强度因子K和J积分。针对管道弯管区断裂力学计算中最为关键的复杂的有限元网格模型，本文提出了一种程序化、分块化的快速的三维建模流程，并给出了其在内压和弯矩作用下的应力强度因子K和J积分计算分析的实例。本文的研究可以为建立其他含裂纹的结构有限元模型并进行断裂力学参数KJ计算积累经验。
15.平板封头与筒体连接区疲劳可靠性分析
- 陈惠亮;姚伟达;曹明;黄庆;薛国宏
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：本文考虑结构几何尺寸和载荷不确定性，使用结构可靠性分析方法对平板封头连接区域进行疲劳可靠性分析。通过考虑几何不确定性的可靠性分析，证明几何尺寸不确定因素对结构疲劳寿命不确定性影响较大。同时，提出一种基于6σ概念求解考虑载荷不确定性的疲劳可靠性计算方法，其可以与考虑几何不确定性可靠性计算方法结合且计算保守。最后根据计算结果，提出若干疲劳设计建议，为一般产品的疲劳设计提供一定参考。
16.疲劳监测系统在核电站中的应用与开发方法探讨
- 陈银强;戴兵;张维;黄潜;桂春;刘鸿运
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：本文结合近年来核电站疲劳监测系统开发的研究进展，系统描述了国际上现有疲劳监测系统的应用状况，并对目前国际上应用较为广泛的几种监测系统进行了深入剖析，提出了基于影响函数思想的疲劳监测系统开发流程，对今后开发出可适用于我国核电站的疲劳监测系统具有较好的借鉴意义。
17.防断组件及其支承柱高周疲劳分析
- 薛国宏;李源;赵飞云;冯少东;于浩
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：反应堆堆内构件是反应堆冷却剂系统中的重要设备，其设计结构要求在全寿期内保持高度可靠性。在国内外核电厂运行过程中，曾发生堆内构件因流致振动而出现故障和损坏事件，这直接影响了反应堆的安全运行和经济效益。本文根据ASME锅炉及压力容器规范第Ⅲ卷第1册NG分卷和堆内构件设计规范书对防断组件及其支承柱在流致振动载荷和泵致振动载荷下进行高周疲劳分析。分析结果表明防断组件及其支承柱各个部件的交变应力满足ASME规范限值的要求。
18.基于虚拟激励的滞变支撑连接耦合结构的非一致平稳随机地震响应分析
- 黄茜;臧峰刚;张毅雄
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：为了得到滞变支撑连接耦合结构的非一致随机地震响应，本文以虚拟激励法为基础，导出了系统基于多点多分量随机地震的虚拟激励与响应分析式，该方法的未知量为绝对位移，可适用于包括一致地震在内的所有地震激励形式。数值研究表明，本文方法与基于动态相对位移的虚拟激励法和Monte-Carlo法的结果具有很好的一致性，验证了本文方法的合理性。并在此基础上，开展了相干函数的影响性研究。
19.核电设计谱确定方法及其不确定性分析
- 徐龙军;谢玉见;谢礼立
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：抗震设计谱是核电厂抗震设计的主要依据。但不同国家或地区的核电厂规范设计谱之间存在显著差异。基于近期的大地震强震记录，开展了不同方法下的设计谱计算和比较研究，分析了不同设计谱模型计算中存在的不确定性。结果显示，设计谱标定中所依据的反应谱类型、规准化参数、表达方式以及保证概率等因素均与设计谱的不确定性有关，设计谱的优化需综合考虑多种因素的影响。
20.稳压器电加热器模型简化及抗震分析方法研究
- 杨能仁;徐晓;刘攀
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：根据相关理论，对电加热器周围的水进行等效处理，同时根据电加热器的结构和支撑特点，研究电加热器的模型简化方法。使用有限元软件ANSYS，采用梁单元建立电加热器有限元模型，并进行模态分析和谱分析。分析结果表明：（1）电加热器的振动频率在地震激励的峰值响应频率区间之外，在地震作用下不会发生共振；（2）电加热器在SSE地震作用下的结构强度满足要求。
21.控制棒驱动机构反应谱法与时程积分法数值分析对比研究
- 张庆红;金挺;尚尔涛
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：在对核电站主设备设计阶段，需要对设备进行抗震能力分析，通常采用反应谱分析方法或时程积分方法。基于ANSYS有限元软件比较了抗震分析反应谱法和时程积分方法的地震计算结果，比较了两种方法的优缺点，研究了两种方法的可行性和合理性，对后续设备设计提供指导思路。
22.核电厂1E级计算机控制系统机柜的地震反应分析研究
- 张翟
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：核电厂1E级计算机控制系统机柜主要安装核电站电控模块。为确保电控模块在地震载荷下能安全、可靠地动作，要求设计的机柜结构在地震载荷作用下不仅满足结构完整性要求，同时应尽量使安装在机柜中的电控模块承受较小的地震载荷作用。本文对1E级计算机控制系统机柜结构的地震反应进行分析研究。应用有限元法对机柜进行了在自重下的静态分析、结构模态分析和地震载荷下的谱分析。对机柜结构的地震反应结果，按RCC-M规范要求的准则等级进行应力组合与评定，并将结构的动态反应与机柜的试验结果进行了比较。结果表明分析结果与试验结果的动态特征较为吻合，证明了本文的有限元计算模型的可靠性。最后本文据计算结果对机柜结构提出了改进措施，以使其具有更好的抗震性能，同时去除了一些不必要的部件，以降低复杂性并降低制造和安装成本。
23.18-5临界装置厂房楼层响应谱计算研究
- 黄文慧;陈学德
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：根据18-5临界装置某机柜抗震试验分析的要求，利用ANSYS大型通用有限元程序，建立临界装置厂房结构的有限元模型，在其地基处输入给定的位移时程，对结构进行动力分析，计算得到厂房结构中机柜位置处的位移时程、加速度时程等力学量，用该关键位置处的加速度时程计算其相应的加速度响应谱，为某机柜的抗震试验提供输入。分别给出了运行基准地震（OBE）、安全停堆地震（SSE）作用下该厂房标高3.50m主控制室位置处阻尼比2%、4%、5%、7%的楼层响应谱。
24.PCS水箱水晃动计算分析
- 凌云;葛鸿辉;刘建卫
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：非能动安全壳冷却系统Passive Containment Cooling System(PCS)是AP1000核电厂的最终热阱，是确保核电厂安全的关键设施。为保证PCS系统在事故工况下能够达到设计所预想的效果，必须在设计中考虑到水箱结构以及屏蔽厂房结构在可能的、会引发重大核事故的意外荷载作用下的工作性能。保证PCS水箱结构能够抵抗住SSE地震并保持结构完整性是确保PCS系统工作性能的前提和关键点。本文采用有限元计算，通过建立ANSYS有限元结构模型，在结构模型中分别考虑水作为不同实体单元（3-dimensional 8-node solid element和fluid element），应用动力计算分析方法对屏蔽厂房进行抗震计算，着重研究了水对水箱结构影响。得到结构的模态、时程响应。评估水晃动对PCS水箱结构的影响以及水箱设计的安全裕度。
25.EPR压缩空气缓冲罐抗震分析
- 宁庆坤;唐雨建
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：采用有限元法对台山核电厂1&2号机组中的压缩空气缓冲罐(SAR9810/9860BA)进行了抗震分析计算，载荷包括自重、内压、接管载荷和地震。根据RCC-M规范对计算结果进行评定。计算表明，压缩空气缓冲罐(SAR9810/9860BA)的设计满足规范要求。
26.CPR1000反应堆压力容器密封性能模拟技术研究
- 熊光明;段远刚;邓小云;谭蔚;金挺
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：压水型核反应堆压力容器的密封性能是保证核电厂安全运行的关键因素之一。为了探索反应堆压力容器密封性能的数值模拟技术，本文建立了CPR1000反应堆压力容器（RPV）密封结构的热弹塑性三维有限元分析模型，考虑了运行期间的载荷及载荷组合，得到了反应堆压力容器在升温、运行和降温瞬态过程中上下法兰的轴向分离量、径向滑移量以及螺栓载荷等。分析结果表明热弹塑性三维有限元密封分析模型能够较好的模拟密封结构的性能。
27.RCM分析方法在核电站设计中的应用研究
- 叶泉流;程艳花;段枫;谢建华
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：本文以核电在建项目为背景，在核电站设计过程中引入RCM分析方法，阐述了在该过程中RCM方法引入的目的与任务、分析的流程及方法，分析了流程中各部分分析的重要性与必要性，最后对该方法的应用与推广提出了建议与展望，可为该方法在核电行业中的应用作参考。
28.主泵换型对主管道地震载荷的影响
- 叶献辉;张毅雄;刘文进;兰彬
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：本文以主系统非线性有限元模型为研究对象，采用ANSYS软件初步分析主泵换型对主管道地震载荷的影响。结果表明，两种主泵模型下主管道地震载荷应力评定均满足规范要求。采用使系统整体频率远离响应谱峰值区的主泵模型计算得到的主管道地震载荷较小，这为主泵选型与主泵结构优化提供了一定参考。
29.压紧弹性环的设计方案优化分析
- 张翟
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：堆内构件是反应堆压力容器内支承堆芯的结构部件。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在反应堆压力容器内。本文继承了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，摩擦两种因素进行了探讨。最终对秦山、AP1000与LPP压紧弹性环设计方案的优缺点作了客观的比较，提出了两种折中的设计方案，希望对后续项目的设计优化有一定参考价值。
30.AP1000钢制安全壳集中质量模型研究
- 沈乐;杜坤
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：AP1000安全壳由两层组成，其内层为带随球形封头的圆柱形钢制容器，外层为钢筋混凝土屏蔽构建筑，均属抗震1类部件和构筑物。钢制安全壳是AP1000核电非能动安全技术的典型应用。本文针对钢制安全壳的动力特性，采用ANSYS 11.0软件对其进行有限元建模。利用等效的方法，采用BEAM4和MASS21单元建立钢制安全壳的集中质量模型。模态分析结果与轴对称模型的模态分析结果对比，发现垂直、水平、扭转方向的频率都相近。结果表明，可以用集中质量模型来模拟钢制安全壳，用于整个核岛抗震I类构筑物的抗震分析中，提高分析的效率和准确性。
31.核电站安全壳隔震可靠度分析
- 翟长海;郑志;李爽;谢礼立
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：隔震技术已广泛应用于建筑结构且有很好的效果，但对于核电站这一类重要建筑，隔震技术的应用还需做专门的研究。本文研究了隔震后核电站安全壳的可靠度，利用ANSYS有限元软件建立了核电站安全壳三维实体模型，应用反应谱分析方法与蒙特卡罗分析方法给出了核电站安全壳在隔震和不隔震下混凝土开裂的失效概率。此外，文中还给出了隔震层位移超限的失效概率。结果表明，通过合理的选择隔震支座，核电站安全壳隔震可大大提高其安全度。
32.考虑SSI效应的核电站反应堆厂房楼层反应谱分析
- 朱秀云;潘蓉;李建波
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：在集总参数表征的场地动阻抗框架内，国内外主要核电厂抗震设计规范均推荐单一常系数弹簧-阻尼器并联体系表征均质场地动力模型，本文以CPR1000堆型反应堆厂房的集中质量简化模型作为研究对象，基于ASCE4-98规范、RCC-G规范、集10参数等适用于均质场地的集总参数地基模型以及适用于非均质复杂场地的粘弹性人工边界场地模型，开展了直接法和阻抗子结构法两种时程分析方法的对比研究，并将得到的楼层加速度反应谱与SASSI程序计算结果进行对比，互相验证了精度的合理性，对于评价核电厂地基适应性具有一定的指导与参考意义。
33.AP1000主控室盘台抗震鉴定中的有限元模型验证
- 朱翊洲;马渊睿;谢永诚
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：在AP1000主控室盘台的设备鉴定中使用了试验和分析相结合的方法。为了确保分析结果的可靠性，必须对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。本文将通过描述SRO盘台试验件的模型验证流程，简要阐述在AP1000主控室盘台抗震鉴定中有限元模型所使用的验证方法。
34.屏蔽电机泵转子动力学分析
- 蔡坤
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：根据屏蔽电机泵转子的特点，建立了转子动力学分析模型，分析了屏蔽电机转子动力学特性，讨论了不同边界条件对转子固有频率的影响，详细分析了间隙环流对转子固有频率的影响。
35.自然对流换热系数计算方法研究
- 陈孟;黄庆;翁羽;蒋兴;沈睿
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：自然对流换热广泛地存在于核电厂的设备中，如反应堆压力容器顶盖内壁与一回路冷却剂之间即为自然对流换热。本文根据传热学相关理论，利用自然对流换热实验关联式和ANSYS有限元软件的结构稳态热分析，通过APDL语言编程进行迭代计算，从而求得自然对流换热系数。本文通过算例计算自然对流换热系数，并与实验结果进行比较，说明结果的准确性和该方法的可行性。
36.落棒过程中的流体-结构横向耦合作用分析
- 李鹏;刘彤;周跃民;杨翊仁;鲁丽;郭严
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：控制棒组件在事故工况下的落棒时间是保证核电站安全运行的重要参数之一。控制棒组件在自重作用下落，下落过程中导向管、控制棒等弹性结构会与流体发生耦合作用并引起结构的横向振动，较大的横向振动位移会导致控制棒组件与导向管之间发生相互碰撞并影响落棒过程的计算。本文将对落棒过程中的流体-结构横向耦合作用进行分析。首先考虑轴向不可压缩流体流动，将控制棒与导向管视为弹性体建立了流体-弹性结构横向耦合振动方程。然后将各种流体作用力按照性质分别进行计算。对导向管还考虑了导向管管阵之间不同导向管间的相互影响。本文建立的流体-结构耦合振动方程为控制棒组件落棒过程中结构在流体中的横向振动分析提供理论指导，进一步完善了落棒过程计算分析模型。
37.CFD方法在核反应堆安全分析中的应用现状与趋势
- 李萍;陈煜;姚伟达;谢永诚
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：在能源危机日益突出的情况下，如何进行精确的计算分析，提高核反应堆的安全性，从而降低能源成本显得尤为重要。计算流体动力学 (Computational Fluid Dynamic，CFD)方法可以得到压力、速度、温度等三维详细特征，为核电站设计和运行提供理论指导。本文简要介绍了CFD方法的理论，着重阐述了其在硼稀释、混合和热分层以及受压热冲击等核反应堆安全分析问题中的应用现状，进而分析了面临的主要问题，并展望了其前景，以期更好地利用CFD方法解决该方面的相关问题。
38.影响泄漏率计算的几个重要因素分析
- 梁兵兵;朱睿嵘;殷海峰
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：本文在开发的管道裂纹泄漏率计算程序CLR的基础上，分析研究了管道穿透裂纹的形貌、泄漏流体的闪蒸位置、粗糙度、入口损失等几个影响泄漏率计算的因素。并针对试验模型，将CLR的计算结果与PICEP结果进行了对比，二者非常接近。同时，针对试验实际情况的CLR计算结果也更接近试验值。进而利用该程序，分析了其它因素对LBB分析中泄漏裂纹尺寸计算的影响.
39.某核电厂压力容器支座“流-固”耦合分析
- 刘冬安;陈宇帆
- 《第17届全国反应堆结构力学会议》 | 2012年
摘要：核电厂反应堆压力容器(RV)通过安装在屏蔽墙内的四个支座进行支撑，因此支座的安全性和可靠性对整个压力容器安全起到至关重要的作用，直接关系到反应堆的正常运行和电站寿命。在反应堆运行过程中，热量从压力容器接管传递到支座，并进一步传递到支座底面的混凝土。根据美国混凝土协会(ACI)规定，一次屏蔽混凝土的最高温度不应超过93.3℃，因此必须控制与混凝土接触的支座底面的最高温度，避免造成严重事故。非能动核电厂压力容器支座采用空气强制对流的冷却方式，因此冷却空气的流场和温度场是影响支座温度场的关键因素。rn 本文建立了压力容器支座的“流-固”耦合CFD数值模型，通过将支座和内部空气分别定义为“固体”和“流体”属性，以及耦合“流-固”接触表面的方式，模拟了空气对流冷却支座的传热过程，系统分析了支座温度场和空气流场的分布规律；进一步基于建立的“流-固”耦合模型，研究了考虑保温层热损失(bQ)和/或支座热损失(zQ)两种不同情况下的支座温度场分布，校验了给定空气流量情况下的支座底面最高温度；本文模型和结论为压力容器支座设计和冷却空气温度选择提供了指导意义。