铅铋合金冷却反应堆主容器抗震性能分析

发布时间：2020-09-25 16:41

　　铅铋合金冷却反应堆作为新一代核能系统中极具发展前景的先进堆型,因其良好的中子学性能、化学性能、热工水力学性能和安全特性,已经成为国内外研究的热点。2011年,中国科学院启动了战略性先导科技专项“未来先进核裂变能—ADS嬗变系统”,将中国铅基研究堆CLEAR(China LEAd-based Reactor)选为参考堆型。反应堆抗震性能的良好与否直接影响反应堆的安全性和经济性。主容器是防止放射性物质泄露的重要屏障,它的抗震性能对于维持反应堆结构的完整性,保证反应堆的安全有着重要的意义。与传统的反应堆堆型相比,铅铋合金冷却反应堆采用液态重金属铅铋合金作为冷却剂,一回路系统通常为池式结构。在地震情况下,主容器内大量高密度液态铅铋合金的晃动效应会对主容器结构造成影响,甚至可能产生结构破坏的现象,进而丧失主容器的功能。因此,对铅铋合金冷却反应堆主容器抗震性能进行研究是非常必要的。本文参考中国科学院核能安全技术研究所完成的铅铋合金冷却反应堆设计方案,依据ASME规范和核电厂抗震设计规范,基于有限元方法,在ANSYS Workbench的瞬态动力学计算模块中初步开展了铅铋合金冷却反应堆主容器抗震性能分析,进行了RG1.60标准设计反应谱下主容器的力学性能评价,完成了主容器一次应力强度和二次应力强度的计算与评定。在此基础上,本文进行了铅铋合金冷却反应堆主容器抗震性能影响因素分析,选取了容器壁厚、容器半径和冷却剂种类作为影响抗震性能的代表因素,讨论了对铅铋合金冷却反应堆主容器抗震性能的影响。结果显示,铅铋合金冷却反应堆主容器的材料在地震载荷作用的整个过程中始终处于线弹性范围之内,没有出现结构失效甚至破坏的现象,这表明主容器抗震性能良好,设计方案合理。而随着壁厚的减小、半径的增加以及冷却剂密度的增加,主容器的变形和应力随之增加。以上结论为铅铋合金冷却反应堆等液态重金属冷却反应堆主容器设计提供了参考。
【学位单位】：中国科学技术大学
【学位级别】：硕士
【学位年份】：2014
【中图分类】：TL353
【文章目录】：
摘要
Abstract
第1章引言
    1.1 核能的发展与现状
    1.2 反应堆抗震性能要求
    1.3 铅铋合金冷却反应堆抗震性能研究现状
    1.4 本文主要内容与结构
第2章分析方法与评定准则
    2.1 有限元简介
        2.1.1 有限元的发展
        2.1.2 有限元的过程
        2.1.3 有限元的优点和缺点
        2.1.4 ANSYS有限元分析软件
    2.2 求解类型
        2.2.1 模态分析
        2.2.2 动力分析
    2.3 规范和标准
        2.3.1 ASME规范
        2.3.2 应力分类
        2.3.3 评定准则
    2.4 小结
第3章铅铋合金冷却反应堆主容器抗震性能分析
    3.1 计算输入
        3.1.1 方案概述
        3.1.2 网格划分
        3.1.3 边界条件
    3.2 模态分析结果
    3.3 动力分析结果
    3.4 应力评定结果
    3.5 小结
第4章铅铋合金冷却反应堆主容器抗震性能影响因素分析
    4.1 容器壁厚影响分析
    4.2 容器半径影响分析
    4.3 冷却剂种类影响分析
    4.4 小结
第5章总结与展望
    5.1 总结
    5.2 展望
参考文献
致谢
在读期间发表的学术论文与取得的其他研究成果
参与项目

【参考文献】