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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姚伟达，谢永诚，张明，孙万峰，梁星筠，窦一康，周全福，姜南燕，罗学军上海核工程研究设计院，上海 200233 摘要：核电厂主设备包括一回路系统压力边界设备及其内部构件，是核电厂中的关键设备。对反应堆堆内构件、控制棒驱动系统、燃料组件和蒸汽发生器传热管等设备进行地震加失水事故联合作用下详细的动力分析与评定，是核电厂设计规范和安全审查的要求。本研究重点是在近20年来有关主设备的地震加失水事故下反应分析和试验研究的基础上，进行了综合研究，将主设备作为一个总体进行分析，从而形成一个完整的分析和评定系统。该研究成果已成功地应用在秦山、PC两座核电厂的设计分
2、析和安全评审中，对我国自主开展百万级先进压水堆核电厂主设备在地震加失水事故下的设计和安全分析具有良好的推广和应用前景。 关键词：核电厂、主设备、地震、失水、反应分析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，是核电厂中的关键设备。根据美国联邦法规10CFR50附录A中的要求，在安全停堆地震（SSE）与大失水（LOCA）等假想事故下仍应保证：(a) 反应堆冷却剂压力边界的完整性；(b) 使反应堆保持在安全停堆状态下的能力；(c) 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，如3.9.2系统、部件和设备的动力试验和分析
3、、3.9.5反应堆压力容器内部构件、3.9.4控制棒驱动系统、3.9.3附录A安全相关的系统中的ASME规范1级、2级和3级，部件支承件，以及CS级堆芯支承结构在规定的使用载荷组合下的应力限值、4.2附录A燃料组件对外力的结构反应评定等的要求，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传热管等需进“基金项目：核电站主设备地震加失水事故下反应分析研究，H59150”行地震加失水事故联合作用下的反应分析及评定，其结果必须保证：(a) 结构部件的应力强度与变形小于规定的允许值；(b) 控制棒驱动线仍具有快插，并使反应堆安全停堆的功能；(c) 燃料组件格架上的组合受压冲击载荷不超过规定
4、的压塌(Crushing)临界载荷Pcr；(d) 燃料组件中的部件不能发生任何失效(failure)，例如导向管失稳、燃料棒的破损(fragmenting)等；(e) 蒸汽发生器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。主设备设计与安全分析时均须考虑上述五项准则，也就是说核电厂主设备必须进行地震加失水事故下的反应分析并作出相应的评定。由于主设备的结构非常复杂，计算分析和研究又涉及到相当多的学科，因此给问题的解决带来了很大的困难。分析中须解决的这些难点可以归纳为：l 如何将复杂的实际结构简化为满足工程要求的动力分析计算模型；l 大量的结构内部部件之间由于间隙所引起的、在动力分
5、析中的强非线性求解问题；l 涉及到计算流体动力学、热力学、固体力学、振动力学、现代信号分析处理技术、数值计算方法、强非线性动力解的收敛性等多种学科的交叉。为更好地为核电厂主设备“分析法设计”（ASME规范第III篇中的要求）提供在事故工况条件下工程所需完整的分析系统及方法，因此在九五期间作为先进压水堆设计技术研究内容之一对该课题专门加以研究。2国内外研究现状和发展方向国际上一些核电技术发达的国家如美国、法国和日本等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，均采用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来解决。这些国家早在七十年代就开始进行这方面的研究工作，
6、特别是对堆内构件、燃料组件、驱动线、蒸汽发生器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80年代开始，在秦山和PC两座300MWe核电厂的设计分析中陆续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、控制棒驱动线与蒸汽发生器四大主设备进行了详细专题研究。具体完成的研究课题和内容如下： 秦山与PC核电厂反应堆堆内构件模型的地震试验与分析研究（专题报告八篇）。包括：“1:10比例的反应堆堆内构件钢模型地震试验研究”、“1:10比例的反应堆堆内构件地震分析研究”、“多梁碰撞试验的
7、研究”、“流固耦合动力相似准则推导和应用”等。 秦山与PC核电厂燃料组件在地震和失水条件下结构动力反应分析试验研究（专题研究报告十篇）。包括：“秦山与PC核电厂燃料组件在地震加失水工况下的动力反应分析”、“秦山、PC燃料组件抗震试验和分析研究”、“燃料组件地震和失水载荷分析”、“燃料组件结构性能试验”等。 秦山、PC核电厂反应堆控制棒驱动机构与驱动线地震条件下落棒时间试验与分析研究（专题研究报告六篇）。包括：“秦山、PC反应堆控制棒驱动机构地震试验研究”、“秦山、PC反应堆控制棒驱动线模拟地震加失水下落棒时间试验研究”、“控制棒驱动线在地震条件下落棒时间分析研究与计算程序编制”等。 秦山、PC
8、核电厂蒸汽发生器在地震加失水下的试验和分析研究（专题研究报告六篇）。包括：“秦山、PC核电厂蒸汽发生器传热管模拟件地震试验分析研究”、“秦山、PC核电厂蒸汽发生器传热管地震反应分析研究”、“蒸汽发生器在地震加失水条件下传热管与支承板相互作用分析研究”等。本课题于1998年9月由国防科工委正式批准列入九五“先进压水堆核电站工程设计技术研究”科研专项中，并于2001年6月完成全部研究内容。该课题的研究是在近20年核电站主设备地震加失水事故下结构反应所积累的试验和分析工作基础上开展的，并最终形成一个完整的分析和评定系统。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
9、造进一步国产化建立了一定的基础。3研究内容与结果3.1研究流程与专题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3.1是本研究的流程。基本试验研究成果的应用结构动力分析、程序开发主设备在地震加失水事故下结构反应分析研究流体动力学分析程序开发安全停堆地震失水事故（主系统）安全停堆地震（SSE）反应堆堆内构件、蒸汽发生器、控制棒驱动系统等结构地震反应分析研究反应堆、蒸汽发生器的失水（LOCA）流体动力分析研究主
10、设备结构的动力载荷研究燃料组件SSE+LOCA下结构反应分析研究堆内构件SSE+LOCA下结构反应分析研究蒸汽发生器传热管在SSE+LOCA下结构反应分析研究控制棒驱动线落棒时间分析研究计算模型与非线性计算方法研究与调试落棒时间专用程序开发与调试形成分析系统并与分析法设计接口图3.1核电厂主设备地震加失水事故下反应分析研究流程本研究项目分为下列七个专题：(1) 专题研究之一核电厂反应堆系统失水事故下整体瞬态压力场分析研究。(2) 专题研究之二核电厂反应堆堆内构件失水分析的输入载荷计算。(3) 专题研究之三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。(4) 专题研究之四核电厂反应堆燃
11、料组件在地震加失水事故下结构反应分析研究。(5) 专题研究之五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。(6) 专题研究之六核电厂蒸汽发生器传热管与支承板间相互作用研究。(7) 专题研究之七核电厂反应堆吊篮结构流固耦合动力反应分析研究。3.2专题研究内容(1) 核电厂反应堆系统失水事故下整体瞬态压力场分析研究研究中假设破口断裂时间为1毫秒，工况为热态零功率，破口面积以主管道约束条件允许破损管道产生的最大位移确定。失水分析中从质量守恒方程、动量方程、能量方程、热传导方程与状态方程等出发建立瞬态纳维-斯托克斯方程并获得两相流模型。对于反应堆堆内构件的失水反应主要分析两
12、方面的内容，当主管道冷、热端断裂后，反应堆压力容器内、外腔室流体压力、流量、密度、温度等发生的瞬态变化，作为堆内构件和压力容器等主设备瞬态反应分析的输入。图3.2为反应堆内腔室控制容积47、48压力随时间变化曲线。图3.2 反应堆内腔室控制容积47、48压力随时间变化曲线 (2) 核电厂反应堆堆内构件失水分析的输入载荷计算通过专题（1）研究得到反应堆压力容器内、外的流体瞬态压力场。经过专门处理成两种载荷，一种是反应堆压力容器内作用在堆内构件上的流体合力载荷，另一种是反应堆压力容器外向上瞬态垂直合力，这两种合力载荷均对堆内构件产生瞬态反应。作为专题（3）的失水载荷输入。图3.3为作用于节点10的
13、两个水平力随时间变化曲线图3.3 作用于节点10上的水平力（X、Z方向）随时间变化曲线(3) 核电厂堆内构件在地震加失水事故下结构反应分析研究将反应堆压力容器、堆内构件、控制棒驱动机构等部件均简化为梁、杆、弹簧、间隙等单元，并组合成一个完整的有限元计算模型，为了更接近实际结构和1:10地震模型试验结果，对计算模型在两个方面作了改进：(a) 在建立地震和失水分析的水平方向计算模型中，对压力容器支承处考虑了三维方向的影响，堆芯燃料组件简化为三个区域。(b) 对各部件之间的联接件，支承处的非线性弹簧或间隙的简化用三维有限元方法作了计算加以确定，并与部件刚度试验结果作了比较。用全阶瞬态时间历程法求解时
14、考虑间隙等强非线性的影响，调整合适的计算时间步长、不同参数（间隙、刚度等）影响，获得动力问题的收敛解。堆内构件的地震加失水动力反应求解的结果作为堆芯燃料组件、控制棒驱动机构、控制棒驱动线、导向筒、防断缓冲装置等组件的地震加失水反应分析、落棒时间分析时的载荷输入。因此将关键点的时程输出按规定方法制成设计反应谱，作为各部件地震分析或试验的输入。图3.4为反应堆堆内构件水平方向动力计算模型，图3.5为模态分析前四阶振型，图3.6为堆芯燃料组件中间与堆芯下板处的位移和加速度时程曲线，图3.7为地震下反应堆压力容器支承处作用力及吊篮下部径向支承键上作用力的时程曲线，图3.8为失水载荷下反应堆压力容器支承
15、处作用力及吊篮下部径向支承键上作用力的时程曲线。图3.4.a 计算模型节点示意图 图3.4.b 计算模型单元示意图图3.5.a f2=3.5113Hz振型图 图3.5.b f3=4.2194Hz振型图图3.5.c f4=4.2194Hz振型图 图3.5.d f5=4.9834Hz振型图图3.6.a 燃料组件间的位移时程和加速度时程曲线图3.6.b 堆芯下板处的位移时程和加速度时程曲线图3.7.a 在地震下反应堆压力容器支承处作用力时程曲线图3.7.b 在地震下吊篮下部径向支承键上作用力时程曲线图3.8.a 在失水载荷下反应堆压力容器支承处作用力时程曲线图3.8.b 在失水载荷下吊篮下部径向支承键上作用力时程曲线(4) 核电厂燃料组件在地震加失水事故下结构反应分析研究该子项研究中建立反应堆燃料组件水平和垂直方向非线性分析模型，其燃料组件的弯曲刚
