演着重要的角色

.本文概要地介绍反应堆结构力学在核电厂设计,建造,调试和运行等不同

阶段

,在设备的安全性和可靠性评估及老化,寿命评估方面所扮演的角色.本文主要内容涵

盖核蒸汽供应系统主设备的分析法设计

,安全分析相关的力学问题,承压设备的一些特殊问

题

(快速断裂的防止,密封分析及试验验证等),流致振动的试验研究,设备的抗震鉴定,

设备的失效诊断及原因分析

,振动鉴定和诊断技术,承压设备的在线监测技术,缺陷评估方

法

,核电厂主设备的老化与寿命评估方法等. 

2 300MWe

 

核电厂开发中反应堆结构力学所涉及的主要方面

2.1 

 

分析法设计

上海核工院在开展秦山一期项目研究

,开发的初期,中国的核安全法规尚未建立,主要

参照美国的核安全法规

,规范和标准,如美国联邦法规核能卷 10CFR50,美国核管会的管

理导则

R.G 系列,美国机械工程学会锅炉与压力容器规范 ASME 等.根据规范要求,对于一

回路的主设备

(包括反应堆压力容器,堆内构件,控制棒驱动机构,稳压器,蒸汽发生器和

主泵等

)均需要采用以详细应力分析,载荷组合和应力评定为基础的分析法设计的方法进行

设计

.在上世纪 70 年代和 80 年代,虽然有限元分析在工程界已逐步推广使用,但限于当时

的软

,硬件条件,一些复杂的结构还不得不依靠模型试验来获知其准确的应力分布,例如,

当时上海核工院开展了反应堆压力容器

1:10 模型三维光弹试验研究[1],并在此基础上,于

上世纪

70 年代末完成了反应堆压力容器进口接管的三维有限元分析[2],这是三维有限元首

次在中国核工程中的成功应用

,在当时条件下,需要克服许多软硬件方面的困难.在上世纪

90 年代初,完成了秦山一期所有主设备的应力分析和最终安全分析报告的支持性材料.在

其后的恰希玛一期项目中

,基于秦山一期积累的经验和日益增多的国际间技术交流,加深了

对规范要求的理解

,分析法设计在上海核工院已形成完整的体系,所有应力分析报告实现标

准化

,内容涵盖规范涉及的各项要求,包括瞬态应力分析,变形分析,密封分析,疲劳分析

断裂分析和反应堆压力容器承压热冲击等

. 

从

1999 年到 2002 年,上海核工院在国家核能开发框架下,完成核电厂承压设备分析法

设计软件系统

(DEBAS)的研制[3],该软件系统是通过对通用有限元软件进行二次开发,形

成符合规范要求的分析法设计专用软件

,其中包括材料数据库,参数化分析模型库,瞬态载

荷库等

,并与各类 CAD 软件有良好的接口,既能从 CAD 中直接读取分析模型,也能将分析

后优化的尺寸反馈给设计

,实现分析,设计一体化.此外.DEBAS 还集成一些专用程序,

如用于瞬态密封分析的

SMEC-II,用于核 2,3 级设备应力分析和评定的 SAPPC-II 等.采用

DEBAS 后,使核承压设备的分析法设计周期缩短,设计更为合理和符合规范. 

2.2 

 

特殊问题的专项研究

秦山

300MWe 核电厂设计建造期间,进行了大量的专项科研研究,为了验证设计和满

足核安全局提出的要求

,总共有 141 个与主设备结构力学相关的研究项目安排实施,解决各

类工程问题

,其中反应堆压力容器有 28 项,堆内构件有 31 项,燃料组件有 16 项,蒸汽发

生器有

30 项,控制棒驱动机构有 12 项,辅助设备有 8 项.以下将一些典型的研究作简要介