1、“九五”科研論文-核動力工程增刊核電廠主設備在地震加失水事故下的結(jié)構(gòu)反應分析研究姚偉達，謝永誠，張明，孫萬峰，梁星筠，竇一康，周全福，姜南燕，羅學軍上海核工程研究設計院，上海 200233 摘要：核電廠主設備包括一回路系統(tǒng)壓力邊界設備及其內(nèi)部構(gòu)件，是核電廠中的關鍵設備。對反應堆堆內(nèi)構(gòu)件、控制棒驅(qū)動系統(tǒng)、燃料組件和蒸汽發(fā)生器傳熱管等設備進行地震加失水事故聯(lián)合作用下詳細的動力分析與評定，是核電廠設計規(guī)范和安全審查的要求。本研究重點是在近20年來有關主設備的地震加失水事故下反應分析和試驗研究的基礎上，進行了綜合研究，將主設備作為一個總體進行分析，從而形成一個完整的分析和評定系統(tǒng)。該研究成果已成功地應

2、用在秦山、PC兩座核電廠的設計分析和安全評審中，對我國自主開展百萬級先進壓水堆核電廠主設備在地震加失水事故下的設計和安全分析具有良好的推廣和應用前景。 關鍵詞：核電廠、主設備、地震、失水、反應分析1 前言核電廠主設備包括了一回路壓力邊界的設備及其內(nèi)部構(gòu)件，是核電廠中的關鍵設備。根據(jù)美國聯(lián)邦法規(guī)10CFR50附錄A中的要求，在安全停堆地震（SSE）與大失水（LOCA）等假想事故下仍應保證：(a) 反應堆冷卻劑壓力邊界的完整性；(b) 使反應堆保持在安全停堆狀態(tài)下的能力；(c) 防止事故發(fā)生或減輕其后果的能力，把事故引起的廠外輻照減到最小。根據(jù)美國NRC對核電廠標準評審大綱中有關章節(jié)，如3.9.2

3、系統(tǒng)、部件和設備的動力試驗和分析、3.9.5反應堆壓力容器內(nèi)部構(gòu)件、3.9.4控制棒驅(qū)動系統(tǒng)、3.9.3附錄A安全相關的系統(tǒng)中的ASME規(guī)范1級、2級和3級，部件支承件，以及CS級堆芯支承結(jié)構(gòu)在規(guī)定的使用載荷組合下的應力限值、4.2附錄A燃料組件對外力的結(jié)構(gòu)反應評定等的要求，核電廠反應堆堆內(nèi)構(gòu)件、控制棒驅(qū)動系統(tǒng)、燃料組件及蒸汽發(fā)生器傳熱管等需進“基金項目：核電站主設備地震加失水事故下反應分析研究，H59150”行地震加失水事故聯(lián)合作用下的反應分析及評定，其結(jié)果必須保證：(a) 結(jié)構(gòu)部件的應力強度與變形小于規(guī)定的允許值；(b) 控制棒驅(qū)動線仍具有快插，并使反應堆安全停堆的功能；(c) 燃料組件格

4、架上的組合受壓沖擊載荷不超過規(guī)定的壓塌(Crushing)臨界載荷Pcr；(d) 燃料組件中的部件不能發(fā)生任何失效(failure)，例如導向管失穩(wěn)、燃料棒的破損(fragmenting)等；(e) 蒸汽發(fā)生器傳熱管支承板受到的壓縮沖擊載荷使孔徑的變形不超過規(guī)定的門檻值。主設備設計與安全分析時均須考慮上述五項準則，也就是說核電廠主設備必須進行地震加失水事故下的反應分析并作出相應的評定。由于主設備的結(jié)構(gòu)非常復雜，計算分析和研究又涉及到相當多的學科，因此給問題的解決帶來了很大的困難。分析中須解決的這些難點可以歸納為：l 如何將復雜的實際結(jié)構(gòu)簡化為滿足工程要求的動力分析計算模型；l 大量的結(jié)構(gòu)內(nèi)部部

5、件之間由于間隙所引起的、在動力分析中的強非線性求解問題；l 涉及到計算流體動力學、熱力學、固體力學、振動力學、現(xiàn)代信號分析處理技術、數(shù)值計算方法、強非線性動力解的收斂性等多種學科的交叉。為更好地為核電廠主設備“分析法設計”（ASME規(guī)范第III篇中的要求）提供在事故工況條件下工程所需完整的分析系統(tǒng)及方法，因此在九五期間作為先進壓水堆設計技術研究內(nèi)容之一對該課題專門加以研究。2國內(nèi)外研究現(xiàn)狀和發(fā)展方向國際上一些核電技術發(fā)達的國家如美國、法國和日本等在核電廠主設備設計中涉及事故工況條件下的結(jié)構(gòu)動力反應分析時，均采用整體結(jié)構(gòu)分析與部分試驗相結(jié)合、通用程序與專用程序相結(jié)合的方法來解決。這些國家早在七十

6、年代就開始進行這方面的研究工作，特別是對堆內(nèi)構(gòu)件、燃料組件、驅(qū)動線、蒸汽發(fā)生器傳熱管等結(jié)構(gòu)在地震加失水下的結(jié)構(gòu)動力反應作了大量的模型、甚至是實物的地震試驗和相應的計算分析工作，積累了大量的試驗和研究數(shù)據(jù)。自80年代開始，在秦山和PC兩座300MWe核電廠的設計分析中陸續(xù)開展了主設備在地震加失水事故下的反應分析和試驗研究工作。特別是對堆內(nèi)構(gòu)件、燃料組件、控制棒驅(qū)動線與蒸汽發(fā)生器四大主設備進行了詳細專題研究。具體完成的研究課題和內(nèi)容如下： 秦山與PC核電廠反應堆堆內(nèi)構(gòu)件模型的地震試驗與分析研究（專題報告八篇）。包括：“1:10比例的反應堆堆內(nèi)構(gòu)件鋼模型地震試驗研究”、“1:10比例的反應堆堆內(nèi)構(gòu)件

7、地震分析研究”、“多梁碰撞試驗的研究”、“流固耦合動力相似準則推導和應用”等。 秦山與PC核電廠燃料組件在地震和失水條件下結(jié)構(gòu)動力反應分析試驗研究（專題研究報告十篇）。包括：“秦山與PC核電廠燃料組件在地震加失水工況下的動力反應分析”、“秦山、PC燃料組件抗震試驗和分析研究”、“燃料組件地震和失水載荷分析”、“燃料組件結(jié)構(gòu)性能試驗”等。 秦山、PC核電廠反應堆控制棒驅(qū)動機構(gòu)與驅(qū)動線地震條件下落棒時間試驗與分析研究（專題研究報告六篇）。包括：“秦山、PC反應堆控制棒驅(qū)動機構(gòu)地震試驗研究”、“秦山、PC反應堆控制棒驅(qū)動線模擬地震加失水下落棒時間試驗研究”、“控制棒驅(qū)動線在地震條件下落棒時間分析研究

8、與計算程序編制”等。 秦山、PC核電廠蒸汽發(fā)生器在地震加失水下的試驗和分析研究（專題研究報告六篇）。包括：“秦山、PC核電廠蒸汽發(fā)生器傳熱管模擬件地震試驗分析研究”、“秦山、PC核電廠蒸汽發(fā)生器傳熱管地震反應分析研究”、“蒸汽發(fā)生器在地震加失水條件下傳熱管與支承板相互作用分析研究”等。本課題于1998年9月由國防科工委正式批準列入九五“先進壓水堆核電站工程設計技術研究”科研專項中，并于2001年6月完成全部研究內(nèi)容。該課題的研究是在近20年核電站主設備地震加失水事故下結(jié)構(gòu)反應所積累的試驗和分析工作基礎上開展的，并最終形成一個完整的分析和評定系統(tǒng)。該研究的成果已直接應用在秦山、PC核電廠的設計與

9、安全分析中，為百萬級核電廠設計建造進一步國產(chǎn)化建立了一定的基礎。3研究內(nèi)容與結(jié)果3.1研究流程與專題核電廠反應堆主設備在事故工況時主要來自失水（LOCA）和安全停堆地震（SSE）兩種假想事件的載荷，本研究主題是圍繞這兩種載荷求解及主設備結(jié)構(gòu)反應等兩方面的研究。研究結(jié)果為核電廠主設備設計分析與安全分析中的載荷組合和應力評定提供依據(jù)。圖3.1是本研究的流程?；驹囼炑芯砍晒膽媒Y(jié)構(gòu)動力分析、程序開發(fā)主設備在地震加失水事故下結(jié)構(gòu)反應分析研究流體動力學分析程序開發(fā)安全停堆地震失水事故（主系統(tǒng)）安全停堆地震（SSE）反應堆堆內(nèi)構(gòu)件、蒸汽發(fā)生器、控制棒驅(qū)動系統(tǒng)等結(jié)構(gòu)地震反應分析研究反應堆、蒸汽發(fā)生器的失

10、水（LOCA）流體動力分析研究主設備結(jié)構(gòu)的動力載荷研究燃料組件SSE+LOCA下結(jié)構(gòu)反應分析研究堆內(nèi)構(gòu)件SSE+LOCA下結(jié)構(gòu)反應分析研究蒸汽發(fā)生器傳熱管在SSE+LOCA下結(jié)構(gòu)反應分析研究控制棒驅(qū)動線落棒時間分析研究計算模型與非線性計算方法研究與調(diào)試落棒時間專用程序開發(fā)與調(diào)試形成分析系統(tǒng)并與分析法設計接口圖3.1核電廠主設備地震加失水事故下反應分析研究流程本研究項目分為下列七個專題：(1) 專題研究之一核電廠反應堆系統(tǒng)失水事故下整體瞬態(tài)壓力場分析研究。(2) 專題研究之二核電廠反應堆堆內(nèi)構(gòu)件失水分析的輸入載荷計算。(3) 專題研究之三核電廠反應堆堆內(nèi)構(gòu)件在地震加失水事故下結(jié)構(gòu)反應分析研究。(

11、4) 專題研究之四核電廠反應堆燃料組件在地震加失水事故下結(jié)構(gòu)反應分析研究。(5) 專題研究之五核電廠反應堆控制棒驅(qū)動線在事故工況下的落棒時間分析及SCRAM程序研究。(6) 專題研究之六核電廠蒸汽發(fā)生器傳熱管與支承板間相互作用研究。(7) 專題研究之七核電廠反應堆吊籃結(jié)構(gòu)流固耦合動力反應分析研究。3.2專題研究內(nèi)容(1) 核電廠反應堆系統(tǒng)失水事故下整體瞬態(tài)壓力場分析研究研究中假設破口斷裂時間為1毫秒，工況為熱態(tài)零功率，破口面積以主管道約束條件允許破損管道產(chǎn)生的最大位移確定。失水分析中從質(zhì)量守恒方程、動量方程、能量方程、熱傳導方程與狀態(tài)方程等出發(fā)建立瞬態(tài)納維-斯托克斯方程并獲得兩相流模型。對于反

12、應堆堆內(nèi)構(gòu)件的失水反應主要分析兩方面的內(nèi)容，當主管道冷、熱端斷裂后，反應堆壓力容器內(nèi)、外腔室流體壓力、流量、密度、溫度等發(fā)生的瞬態(tài)變化，作為堆內(nèi)構(gòu)件和壓力容器等主設備瞬態(tài)反應分析的輸入。圖3.2為反應堆內(nèi)腔室控制容積47、48壓力隨時間變化曲線。圖3.2 反應堆內(nèi)腔室控制容積47、48壓力隨時間變化曲線 (2) 核電廠反應堆堆內(nèi)構(gòu)件失水分析的輸入載荷計算通過專題（1）研究得到反應堆壓力容器內(nèi)、外的流體瞬態(tài)壓力場。經(jīng)過專門處理成兩種載荷，一種是反應堆壓力容器內(nèi)作用在堆內(nèi)構(gòu)件上的流體合力載荷，另一種是反應堆壓力容器外向上瞬態(tài)垂直合力，這兩種合力載荷均對堆內(nèi)構(gòu)件產(chǎn)生瞬態(tài)反應。作為專題（3）的失水載荷

13、輸入。圖3.3為作用于節(jié)點10的兩個水平力隨時間變化曲線圖3.3 作用于節(jié)點10上的水平力（X、Z方向）隨時間變化曲線(3) 核電廠堆內(nèi)構(gòu)件在地震加失水事故下結(jié)構(gòu)反應分析研究將反應堆壓力容器、堆內(nèi)構(gòu)件、控制棒驅(qū)動機構(gòu)等部件均簡化為梁、桿、彈簧、間隙等單元，并組合成一個完整的有限元計算模型，為了更接近實際結(jié)構(gòu)和1:10地震模型試驗結(jié)果，對計算模型在兩個方面作了改進：(a) 在建立地震和失水分析的水平方向計算模型中，對壓力容器支承處考慮了三維方向的影響，堆芯燃料組件簡化為三個區(qū)域。(b) 對各部件之間的聯(lián)接件，支承處的非線性彈簧或間隙的簡化用三維有限元方法作了計算加以確定，并與部件剛度試驗結(jié)果作了

14、比較。用全階瞬態(tài)時間歷程法求解時考慮間隙等強非線性的影響，調(diào)整合適的計算時間步長、不同參數(shù)（間隙、剛度等）影響，獲得動力問題的收斂解。堆內(nèi)構(gòu)件的地震加失水動力反應求解的結(jié)果作為堆芯燃料組件、控制棒驅(qū)動機構(gòu)、控制棒驅(qū)動線、導向筒、防斷緩沖裝置等組件的地震加失水反應分析、落棒時間分析時的載荷輸入。因此將關鍵點的時程輸出按規(guī)定方法制成設計反應譜，作為各部件地震分析或試驗的輸入。圖3.4為反應堆堆內(nèi)構(gòu)件水平方向動力計算模型，圖3.5為模態(tài)分析前四階振型，圖3.6為堆芯燃料組件中間與堆芯下板處的位移和加速度時程曲線，圖3.7為地震下反應堆壓力容器支承處作用力及吊籃下部徑向支承鍵上作用力的時程曲線，圖3.

15、8為失水載荷下反應堆壓力容器支承處作用力及吊籃下部徑向支承鍵上作用力的時程曲線。圖3.4.a 計算模型節(jié)點示意圖 圖3.4.b 計算模型單元示意圖圖3.5.a f2=3.5113Hz振型圖 圖3.5.b f3=4.2194Hz振型圖圖3.5.c f4=4.2194Hz振型圖 圖3.5.d f5=4.9834Hz振型圖圖3.6.a 燃料組件間的位移時程和加速度時程曲線圖3.6.b 堆芯下板處的位移時程和加速度時程曲線圖3.7.a 在地震下反應堆壓力容器支承處作用力時程曲線圖3.7.b 在地震下吊籃下部徑向支承鍵上作用力時程曲線圖3.8.a 在失水載荷下反應堆壓力容器支承處作用力時程曲線圖3.8.

16、b 在失水載荷下吊籃下部徑向支承鍵上作用力時程曲線(4) 核電廠燃料組件在地震加失水事故下結(jié)構(gòu)反應分析研究該子項研究中建立反應堆燃料組件水平和垂直方向非線性分析模型，其燃料組件的彎曲剛度、格架內(nèi)外剛度和阻尼值由彎曲剛度試驗、彈弓試驗、格架剛度試驗和燃料組件跌落試驗來確定。1×1燃料組件的模態(tài)分析（固有頻率、振型）與1×1組件模態(tài)試驗相吻合。1×3、1×5燃料組件的地震反應分析（格架間隙碰撞力和位移反應）與對應的試驗作比較，在此基礎上對多種排列的燃料組件進行地震和失水分析。另外對垂直方向的撞擊分析模型也作了三種失水工況下的結(jié)構(gòu)反應分析。研究表明應用模態(tài)疊加

17、方法解決非線性碰撞問題是行之有效的求解方法。最終結(jié)果對燃料組件導向管、燃料棒包殼與定位格架等部件可進行應力分析、失效分析和評定。圖3.9為燃料組件1×13水平方向和1×1垂直方向的計算模型，圖3.10為典型的碰撞力和位移反應時程曲線。圖3.9.a 1×13燃料組件水平方向撞擊分析模型圖3.9.b 1×11燃料組件垂直方向的計算模型圖3.10 典型的碰撞力和位移反應時程曲線(5) 核電廠反應堆控制棒驅(qū)動線在事故工況下的落棒時間分析及SCRAM程序研究在地震載荷作用下，考慮單組控制棒驅(qū)動機構(gòu)、導向筒、燃料組件等組成的驅(qū)動線與控制棒、驅(qū)動軸之間相互作用的影響，

18、建立彎曲振動與落棒運動相耦合的動力方程。落棒運動方程中的參數(shù)由驅(qū)動線試驗臺架和實堆上的落棒歷程曲線擬合來確定。再考慮地震載荷后在落棒過程中控制棒與部件之間碰撞效應，以及該效應對落棒時間的影響，通過對離散型非線性代數(shù)方程組的數(shù)值求解給出落棒時間。計算與地震試驗結(jié)果作了比較，基本上很符合，并編制了SCRAM專用程序，可作為工程設計中應用。圖3.11.a為SSE下落棒時計算曲線與試驗比較，圖3.11.b為SSE地震下落棒速度的計算時程曲線，圖3.11.c為正常和SSE地震下落棒時間曲線比較。圖3.11.a SSE情形下計算所得落棒曲線與試驗曲線的比較圖3.11.b SSE地震下落棒速度的計算時程曲線

19、圖3.11.c 正常工況和事故工況下控制棒的落棒時程（虛線為正常工況下的測量值）(6) 核電廠蒸汽發(fā)生器傳熱管與支承板間相互作用分析研究該文主要研究蒸汽發(fā)生器傳熱管管束在事故工況載荷作用下結(jié)構(gòu)的完整性，即在地震（SSE）、主蒸汽管破裂（SLB）時的水平、垂直載荷作用下傳熱管管束結(jié)構(gòu)的變形分析、傳熱管與支承板的梅花形孔之間相互作用力分析，以及蒸汽發(fā)生器管板變形分析。該三項研究報告提供的數(shù)據(jù)作為支承板在SSE、SLB載荷作用下水平位移間隙值和轉(zhuǎn)動間隙值的輸入數(shù)據(jù)，并與它的設計間隙閥值作比較，以判別傳熱管管束完整性。圖3.12為蒸汽發(fā)生器局部三維計算模型，圖3.13為蒸汽發(fā)生器支承板加載變形圖。圖3.12 蒸汽發(fā)生器局部三維計算模型圖3.13 蒸汽發(fā)生器支承板加載變形圖 (7) 核電廠反應堆吊籃結(jié)構(gòu)流固耦合動力反應分析主設備在地震和失水工況下結(jié)構(gòu)動力分析時，對結(jié)構(gòu)和部件必須考慮冷卻水的“附加質(zhì)量”，特別是反應堆堆內(nèi)吊籃結(jié)構(gòu)