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快堆堆芯抗震模型的研究

专 业: 核能科学与工程
关键词: 快堆 有限元 间隙元模型 堆芯抗震
分类号: O571
形 态: 共 63 页 约 41,265 个字 约 1.974 M内容
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内容摘要


堆芯的安全评价是快中子增殖反应堆抗震设计的一个重要问题。

发生地震时,应该确保堆芯组件的结构完整性和以及核电厂能按要求紧急停堆。

快堆堆芯动力学问题是新颖的同时也是困难的。

数百根堆芯组件之间存在着间隙,有时候某些组件会接触上,这就带来了非线性接触问题。

为了预测堆芯组件的地震响应,有必要进行堆芯组件的非线性冲击分析。

因此,需要建立组件碰撞模型来预测组件群的地震响应。

希望能建立一个相对简化的计算模型,该模型的自由度相对较小,自由度数限定在能够正确反应组件之间碰撞现象的范围。

本文罗列了近年来法国、日本、意大利等国针对快中子增殖反应堆做过的一系列实验和理论研究,比较全面的介绍了应用于核工业的动力学分析方法。

利用有限元中的梁单元完成单根组件的特征值和自由振动分析,使用了两种有限元程序ANSYS和CASTEM2000法国CEA

DMT开发,并对计算结果做了比较。

使用两种方法模态法和直接积分法完成单根组件的抗震分析。

利用弹簧单元和间隙单元来模拟组件之间的冲击分析,进一步完成了单排组件在空气中的抗震模型,得到单排堆芯组件在水平地震作用下的位移时程、加速度时程和碰撞力。

部分计算结果和SYMPHONY法..……

全文目录


中文摘要
1 引言
1.1 研究的目的和意义
1.2 国内外研究现状
1.2.1 国内的情况
1.2.2 国外的情况
1.2.2.1 实验研究
1.2.2.2 有限元计算
1.3 研究内容和创新点
2 研究方法
2.1 模态分析法
2.1.1 响应谱法
2.1.2 时程法
2.2 线性和非线性的直接积分法
2.3 分析方法的比较
3 计算模型和计算结果
3.1 单根组件的特征值分析
3.1.1 燃料组件
3.1.2 中子屏蔽组件
3.2 间隙的影响
3.2.1 燃料组件
3.2.2 中子屏蔽组件
3.3 等效弹簧代替间隙
3.3.1 燃料组件的等效刚度
3.3.2 中子屏蔽组件的等效刚度
3.4 单根组件的冲击分析
3.5 模态法和直接积分法的动力分析
3.6 单排组件模型
4 CEFR堆芯及其抗震分析需要的实验
4.1 CEFR堆芯介绍
4.2 单排堆芯组件在空气中的抗震分析方法
4.3 CEFR堆芯抗震分析需要的实验
5 结论
6 工作展望
7 参考文献
8 图
10 附录

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中图分类: > O571 > 数理科学和化学 > 原子核物理学、高能物理学 > 原子核物理学

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