反应堆压力容器主螺栓水压试验拉伸量调整力学分析评价

目的针对某核电站反应堆压力容器主螺栓残余拉伸量与设计要求(1.63±0.03) mm有出入,个别测试数据不在设计要求范围内的情况,对出厂水压试验工况拉伸量验收值进行调整。方法考虑上述拉伸量偏差对螺栓载荷的影响,从应力、疲劳和密封角度展开系统分析,对螺栓、螺纹、连接法兰及反应堆压力容器密封性能分别进行详细的力学评价。结果根据评价结果,对出厂水压试验工况拉伸量验收值进行两次调整,最终确定为(1.68±0.03) mm。结论该机组反应堆压力容器出厂水压试验各项指标满足要求,针对上述拉伸量调整的力学评价合理性得到有效验证。     

控制棒驱动机构与反应堆堆顶组合模型的抗震分析

目的获得控制棒驱动机构(CRDM)和反应堆堆顶组件(RHP)在地震作用下的动力学响应。方法建立控制棒驱动机构与反应堆堆顶组件的有限元组合模型,采用ANSYS软件对模型开展三维非线性抗震分析。分析模型中分别用梁单元、杆单元和弹簧单元等模拟堆顶的各个部件,考虑控制棒驱动机构抗震支承板之间、抗震支承板与抗震支承环之间的相互碰撞作用。此外,将电缆托架和电缆桥组件的梁模型也加入到组合模型,而不是简单地将其简化为集中质量,可减小该部分质量分配不真实对抗震分析结果带来的误差。结果利用ANSYS软件时程法中的直接积分法完成了组合模型的抗震分析,提取了控制棒驱动机构和反应堆堆顶组件各部位应力评定所需的载荷。结论较为准确地模拟了抗震板之间的碰撞作用,得到了各截面的载荷,可为设备应力分析提供输入。