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核动力工程 2002年9月 第十二届全国反应堆结构力学会议论文专辑 101重水研究反应堆进出口水管 动力问题分析 施惠基，程蕾 清华大学[程力学系．北京．IO0084 摘要：本文主要研究101重水研究反应堆在开堆和停堆的瞬间．进出口水管的受力和变形的关系，得到 水管的危险截面和安全性能。利用有限元分析软件MARC．建立进出口水管的三维流固耦台模型。并针对 管道局部壁厚有减薄的情况．建立了壁厚减薄模型，得到管道有损伤时的应力和位移分布。分析得出．在重 水堆在开堆和停堆的几秒内，整个管道系统是偏于安全的。但是如果管道壁厚局部有减薄发生．应力值将有 大幅度的上升．管道的安全系数降低．因此在反应堆运行期间应注意减薄区域的检查和维修。 关键词：反应堆管道；有限元分析；强度计算；安全系数 1 引言 lol重水研究堆是我国第一座反应堆，至今已安全运行40多年。由予大多数反应堆设计寿命为三 十到四十年，lol重水反应堆已进入“超期服役”阶段，属于“超期赧致”研究堆。由于反应堆的更 换需要巨大的投资，人们强烈希望继续运行现存的研究堆，但是，、菪先和最重要的运行要求是研究堆 在任何时候．不考虑年龄和其它因素必须达到它的安全目标。为了诹证loi堆的继续安全运行．必须 对其整体结构和关键部件的安全性能及其寿期作出准确的判断和科学的预测．然后才可能根据理论分 析的结果，实施相应的防护措施，保证该堆的安全运行。 各国的研究堆运行情况表明。研究堆的运行情况以及维修性均由研究堆的主要部件决定。根据loJ 堆的工程技术人员提供的意见．对于反应堆堆外管道系统．须值得考虑的是在进出水管道的水平部分 只有一个向上的支撑点，且对于长度为近3m的长管道，更危险的是其振动的问题。其中反应堆的工 作频率、一些意外的事故(如地震等)引起的振动，对管道的结构强度影响也值得考虑。 本文研究的主要同题集中在堆外的管道系统上，即研究反应堆在进水和出水过程中的水流冲击下， 进出水管的强度分析，包括管道各点的位移及应力随时间变化的规律，进而得到其危险截面并进行安 全性评价。本文主要利用有限元软件MARC．建立管遭的三维计算模型，来模拟反应堆进出口水管在 水流冲击下的力学特性。 2模型的选择 ， 反应堆内壳共设有5根进出水管。“|中央的一根为进水管，外径为195咖，厚度为17．5ram。在进 水管的周围设有四根出水管．外径为145ram，厚度为17．5mm。由于管道结构在空间上不具备对称的 条件，本文将采用三维流固藕合模型来进行有限元计算。 三维流圆耦合模型由丽部分构成：瀛体区域和固体区域。流体区域由实体网格模拟，固体区域是 中空的实体网格。每根管道均由三部分组成：水平部分．竖直部分和连接这两段的弯管部分。进水管 竖直部分长度为2．48m．水平部分长度为3m．弯管部分半径为0．48m。第一支撑点离水平部分1．5m， 第二支撑点距第一支撑点2m。出水管竖直部分长度为2．5m，水平部分长度为3．15m，弯管部分半径 为o．33m。第一支撑点离水平部分1．Sm．第二支撑点距第一支撑点2m。基体结构喝模型的网格划分 施惠基等：】0l重水研究反应堆进出口水管动力问题分析 85 如图1所示。 坐标系选择如下：竖直方向向上为z轴正方向． 水平方向向右为Y轴正方向。管道在水平方向为千斤 顶支撑，允许有z方向和Y方向的位移。第一支撑点 限制模型在z轴负方向位移为0．第二支撑点限制在z 轴正方向位移为0，由于MARC软件的边界条件无单 方向限制位移的功能，所以对于这种边界条件本文采 取了简化的方法，即放松约束，给定模型在第二支撑 点处z方向位移为0．这样将得到上限解。模型在竖 直方向连接的是内壳，内壳顶端通过上法兰固定在外 壳上，而外壳和外面的混凝土防护层固结，所以内壳 图1进出水管整体网格划分图 顶端时固支的。整个内壳里装有约3吨重水，所以管 一壁截面网格化分圈；州道内流体网格划分图； 道振动对其的影响是极其微小的．在计算中，忽