浅谈吊篮下挂分体式堆内构件设计范文

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摘要：通过对模块式多用途小型压水堆（ACP100）结构特点进行分析，提出了一种吊篮下挂的分体式堆内构件，其吊篮组件悬挂于反应堆压力容器中部并由压紧筒组件压紧，该结构具有易于制造安装、冷却剂分流密封效果好、流量分配合理等优点。力学分析、控制棒驱动线综合实验、堆内构件流致振动实验结果表明，该结构具有很好安全性和可靠性，满足ACP100的功能需求。

关键词：ACP100；堆内构件；力学分析；试验验证

引言

中国核动力研究设计院自主研发的模块式多用途小型压水堆（ACP100）采用一体化设计布置，蒸汽发生器集成安装于反应堆压力容器内部，主泵直接安装在压力容器主泵接管上，实现了反应堆冷却剂在反应堆压力容器内部的闭式循环。一体化布置对堆内构件提出了具体的功能要求：满足60a的使用要求；为57组燃料组件提供可靠的支承、约束以及精确定位；为20组控制棒组件提供保护和可靠导向；为20组驱动杆提供横向流保护；与反应堆压力容器一并为堆内冷却剂提供闭式循环流道，合理分配各区冷却剂流量；屏蔽中子和γ射线，减少对反应堆压力容器的辐照损伤和热应力；为堆内测量仪表提供支承和导向；补偿反应堆压力容器和堆内相关设备的轴向制造误差及热膨胀差。ACP100反应堆一体化布置方式导致反应堆内流道复杂，由此带来的冷却剂流道构建、设备定位限位、堆内密封分流、驱动杆横向流等问题，使得现有分散布置的堆内构件结构无法适用。而国内外一体化反应堆堆内构件的布置方案[1-3]，由于功能需求、布置方式、结构形式、技术成熟度等原因，均难以直接借鉴。基于上述原因，中国核动力研究设计院针对ACP100的结构特点和技术要求，开展了适用于模块式一体化反应堆的全新堆内构件——吊篮下挂分体式堆内构件的结构设计技术研究。

1技术方案

1.1主输入参数

ACP100堆内构件设计所需的外部输入主参数包括设计寿命、设计温度、设计压差等（表1）。

1.2结构方案

在分析评价分散布置压水堆堆内构件结构形式的基础上，结合ACP100对堆内构件的功能要求，提出了吊篮下挂分体式堆内构件，即“下挂式吊篮组件+压紧组件+压紧筒组件”组合，吊篮筒体、压紧筒筒体轴向长度相当，有效解决了蒸汽发生器内置带来吊篮筒体过长引起的制造安装困难等技术问题。“轴向密封+ω型密封环”组合方式实现了冷却剂汇集、分流和密封等多种要求。“椭球流量分配器+堆芯下板”组合方式解决了堆芯流量分布的不均匀性。吊篮下挂分体式堆内构件结构由下挂分体式吊篮组件、压紧组件、开式管束型长行程连续导向组件、压紧筒组件、大补偿量压紧弹簧、ω型密封环等构成（图1），高9701.5mm，最大外径Ф3245mm，堆内构件总重约54t。（1）下挂分体式吊篮组件下挂分体式吊篮组件主要是为燃料组件提供可靠的支承、约束以及精确的定位，合理分配进入堆芯的流量。整个组件吊挂在压力容器中部的支承台阶上，通过固定在压力容器吊篮支承环上的定位键实现定位，通过设置在压力容器筒体下端的径向支承块对吊篮组件实现径向支承和假想吊篮断裂事故下的轴向限位。吊篮组件结构由1个吊篮筒体、1个堆芯下板、1组整体式围筒组件、1个椭球式流量分配器、114个燃料组件下定位销及机械连接件等组成。吊篮组件法兰外径为2436mm，堆芯段筒体外径为2276mm，组件总高4726.5mm。整体式围筒组件显著减少了紧固件使用数量，提高了吊篮组件在堆内高温、高辐照、流致振动环境下的可靠性。椭球式流量分配器固定在堆芯下板下端面上，结构非常简单，实现了下腔室冷却剂在进入堆芯之前的搅混及初次流量分配。（2）压紧组件压紧组件对燃料组件进行压紧限位，为控制棒导向组件提供定位和支承，并为堆内测量仪表提供导向和支承。压紧组件结构由1个支承板、1个压紧筒体、1个堆芯上板、14组堆内测量仪表用导向支承组件及114个燃料组件上定位销等组成。压紧组件法兰外径为2436mm，筒身外径为2181mm，组件高2116mm。（3）开式管束型长行程连续导向组件控制棒导向组件主要是为控制棒组件提供导向及保护。开式管束型长行程连续导向组件就位于压紧组件上，上端通过法兰支承、下端通过定位座定位，主要由1个支承法兰、1个定位座、1根上部半方管Ⅰ型、1根上部半方管Ⅱ型、1根下部半方管Ⅰ型、1根下部半方管Ⅱ型、4个固定板、4根45°双孔管、4根90°双孔管、8根C形管和56个连接定位销、56件紧固螺钉组成，总长度为2065mm，有效导向长度为2042mm。45°双孔管、90°双孔管和C形管是控制棒导向零部件，其余为支承定位零部件，用连接定位销、紧固螺钉和焊接连接，构成一个整体。组件2端为开式结构，流通截面相等，冷却剂从底端流入，由顶端和半方管侧部开孔流出。（4）压紧筒组件压紧筒组件主要是将压紧弹簧的压紧载荷传递给压紧组件以压紧吊篮组件和燃料组件。压紧筒组件由1个压紧筒、1个上格架板、1个下格架板、4块格架板托块、14组堆内测量仪表用导向支承组件、20组驱动杆保护管组件、10根热电偶保护套管、6组堆测支承柱组件、24根导向管、24根支承管、24套导向管用固定装置组成。压紧筒组件法兰外径为3245mm，筒身外径为2436mm，组件总高4925mm。在压紧筒上部周向均匀布置8×36个的流水孔，经堆芯加热后的冷却剂由此处均匀流出，进入蒸汽发生器环腔。驱动杆保护管用于防止驱动杆过度震荡，堆内测量仪表用导向支承组件用于对堆内测量仪表进行导向和保护。（5）大补偿量压紧弹簧大补偿量压紧弹簧主要是为堆芯部件提供足够轴向压紧力，同时补偿堆内构件与压力容器轴向制造公差、安装误差以及热态工况下不同材料之间的热胀差。因压紧筒与压力容器材料不同，在热态运行时，两者之间热膨胀差值较大，大补偿量压紧弹簧要求具备较大的压缩变形能力。大补偿量压紧弹簧为圆环状的Z形弹簧，由锻件整体制造而成，位于压紧筒组件的法兰上，由法兰台阶面为其提供支承和限位。压紧弹簧外径2880mm，内径2346mm，高96mm，设计最大可压缩量达13mm。（6）ω型密封环ω型密封环位于吊篮组件和分流板之间，利用吊篮与压力容器的热胀差来轴向压紧，实现对主泵2侧冷却剂的隔离和密封。ω型密封环结构由2个镍基合金环管开槽组合焊接而成。密封环外径为2331mm，自由高度60mm，最大压缩量2mm。

1.3材料选择

ACP100堆内构件的主体材料选用了符合RCC-M规范的Z2CN19-10（控氮）奥氏体不锈钢，压紧弹簧材料采用Z12CN13马氏体不锈钢，堆内密封环采用NC19FeNb镍基合金。所用材料均为成熟工程应用材料，避免了使用新材料所带来的技术风险。

2理论计算分析

堆内构件设计的安全等级为3级、抗震类别为Ⅰ类，质量保证分级为QA1级，对设计的重要结构进行了力学分析和流场分析。

2.1力学分析

在反应堆正常运行时，主要考虑下列载荷的组合：其他结构（如燃料组件及其相关组件等）施加的载荷；堆内构件自重；由支承、压紧或约束产生的反作用力；反应堆冷却剂流动形成的压差载荷；地震载荷；控制棒落棒所产生的载荷；温度效应、温度梯度和热胀差所引起的载荷；冷却剂冲击、流动引起的载荷；瞬时压差载荷，如主冷却剂管道破裂产生的载荷；机械振动载荷；在换料或在役检查的准备过程或进行中所产生的操作载荷。（1）整体应力分析对压紧弹簧、压紧筒组件、压紧组件、吊篮组件采用ANSYS软件进行应力分析并采用RCC-M规范进行评定：式中，Pm为总体一次薄膜应力强度；Pb为弯曲应力强度；Sm为材料的基本许用应力强度；321++表示3个一次主应力之和。组件典型的分析结果如图2所示，分析结果表明，堆内构件结构的整体应力水平满足RCC-M规范的限值要求，结构安全可靠。（2）导向组件变形分析计算结果表明，导向组件的最大等效应力为48.5MPa，远小于材料许用应力111MPa，结构的最大变形量为0.095mm（图3），对结构导向无影响，可忽略不计。（3）压紧弹簧特性分析热态设计工况下，采用ANSYS计算压紧筒与压力容器的热膨胀差，并得出压紧力为2.37×106N，压紧弹簧最大应力为384MPa（图4），小于该材料在设计温度下的屈服极限（514.5MPa）。（4）过盈咬合连接分析对构件之间的过盈咬合连接采用了理论公式计算和有限元计算进行对比分析。本文计算中的验证结构为机械设计手册[4]中第5篇第4章2.2节的圆柱面过盈连接，连接件的结合压强Pf,max计算公式为：式中，fd为结合直径；max为配合过盈量；Ea为包容件材料弹性模量；Ei为被包容件材料弹性模量；qa为包容件的直径比；qi为被包容件的直径比；av为包容件泊松比；iv为被包容件泊松比。计算得结合压强值Pf,max=131.3MPa。根据相同尺寸建立有限元分析模型，采用非线性接触分析，结构单元选SOLID185，接触单元选CONTA174和TARGE170，材料参数与机械设计手册相同。根据结构原型的对称性，在建模时取四分之一的结构以简化计算。计算后得到了接触面的接触压强为123.013~140.311MPa（平均值约为131.6MPa）。

2.2流场分析

对椭球形下腔室结构进行建模，采用计算流体力学CFX软件开展流场分析。由分析结果可知，椭球式流量分配器的流量分配特性相对于无任何结构的原始方案有大幅改善。归一化处理后组件最小流量份额从75%提高至94%，组件最大流量份额从123%降至107%，流量分配趋势匹配功率分布呈中心区域偏大、外围区域偏小的总体趋势，满足热工水力设计92%~108%要求。

3性能试验验证

3.1驱动线综合试验

进行了控制棒驱动线综合试验（冷态试验、热态试验、抗震试验），以验证驱动线（含典型堆内构件样件）设计的合理性、可靠性以及检验控制棒组件自由落棒的时间是否满足安全要求。试验前后导向组件抽插力测试基本无变化，均在5N左右，小于设计中20N要求。综合试验结束后对堆内构件样件进行了检查，所有结构完好，紧固件无松动、焊缝无裂纹，双孔管和C形管内部无明显磨损。

3.2堆内构件流致振动试验

为验证堆内构件设计的可靠性，了解各主要部件的固有振动特性、流致振动相应水平以及在反应堆运行过程是否会产生异常的振动而影响反应堆正常运行，开展了1∶2堆内构件样件研制并完成了堆内构件流致振动特性测试和耐振试验。振动次数超过7×106次的耐振试验结果表明：堆内构件结构完整，无明显形变；过盈配合连接、螺栓紧固连接状况良好，无松动脱落；压紧弹簧无明显磨损。

4结论

结合ACP100反应堆一体化布置特点进行了吊篮下挂分体式堆内构件设计研究，并通过理论分析结合实验验证方式进行验证，结果表明吊篮下挂分体式堆内构件设计科学合理、安全可靠，堆芯流量分配均匀，控制棒导向性能优异，整体耐振效果良好，完全满足ACP100对堆内构件的用途要求。该研究结果可以应用于ACP100的工程施工设计。

参考文献：

[4]成大先.机械设计手册[M].北京：化学工业出版社，2007.

作者：张宏亮 范恒 许斌 王留兵 陈训刚 徐海波 刘晓 李浩 单位：中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室