堆芯跌落事故下反应堆结构功能性评定

冯少东 张 明 朱 焜 薛国宏 李 源 陈惠亮

（上海核工程研究设计院 上海 200233）

堆芯跌落事故下反应堆结构功能性评定

冯少东 张 明 朱 焜 薛国宏 李 源 陈惠亮

（上海核工程研究设计院 上海 200233）

堆芯跌落事故会造成堆芯吊篮及支承结构跌落并对压力容器内表面形成冲击，为保证反应堆功能完整性，采用Ludwik扩展来拟合材料应力–应变曲线，考虑堆芯自重、浮力、热膨胀等因素的影响，计算了材料在冷态和热态条件下的应变率，求得堆芯跌落引起的冲击载荷为8294482 N（冷态）和6064537 N（热态），小于压力容器可承受的许用冲击载荷。求得跌落高度为47.44 mm（冷态）和27.63 mm（热态），小于堆芯上板定位销与燃料组件有效配合长度。对受压组件进行了稳定性分析，均不发生屈曲现象。评定结果表明堆芯跌落事故不会影响堆芯功能性。

堆芯跌落，Ludwik扩展，曲线拟合，能量吸收

堆芯跌落事故是堆芯吊篮法兰附近发生断裂时引起的假想事故工况（D级工况）。防断组件位于吊篮筒体底部和反应堆压力容器底封头之间的腔室内，属二次支承结构。在吊篮筒体组件发生假想跌落事件之后，防断组件吸收作用于反应堆压力容器上的部分冲击载荷，减缓堆芯对压力容器底部冲击，将堆芯垂直方向上的载荷传递给反应堆压力容器，限制径向位移使堆芯与堆芯上板保持对中，以使控制棒能插入堆芯。

本文计算了堆芯跌落在冷态(22℃)和热态(316℃)条件下的冲击载荷和跌落高度，分析了受压组件的稳定性，根据设计规范书的要求评定其对堆芯功能性的影响。

1 分析输入

图1 冷态条件下应力–应变曲线Fig.1 Stress-strain curve under cold condition.

假想堆芯跌落事故发生时，堆芯跌落能量主要由防断组件吸收。防断组件包括支承柱、能量缓冲器、导柱、套筒等构件，主要材料为SA479 304，其在冷态和热态下的许用应力强度[1]Sm分别为138和116 MPa，抗拉强度[1]Su分别为517 和437 MPa，屈服强度[1]Sy分别为207和126 MPa。图1和图2分别为SA479 304在冷态和热态条件下的应力–应变曲线，图中A点位材料屈服点。

依据设计规范书[2]，反应堆冷却剂冷态(22ºC)条件下密度ρc为1000 kg/m3，热态(316ºC)条件下密度ρh为725 kg/m3；堆芯上板与燃料组件间压紧弹簧在冷态和热态条件下的最大压缩势能分别为49951.60 J和15351.30 J；下部堆内构件的重量Munder约为92000 kg；防断底板与反应堆压力容器底封头间的名义冷态间隙为26.40 mm，名义热态间隙为12.50 mm；全堆芯燃料组件和相关组件的最大重量Mfuel约为130 t。

图2 热态条件下应力–应变曲线Fig.2 Stress-strain curve under hot condition.

为对堆芯跌落事故进行分析，本文有以下假设条件：(1) 堆芯跌落时，防断组件材料的力学性能保持稳定；(2) 假设吊篮法兰附近发生断裂引起堆芯跌落事故；(3) 为保守计算，堆芯跌落重量包括吊篮组件重量、堆芯燃料组件重量和围筒组件重量；(4) 材料的应力–应变曲线分别是在22ºC和316ºC温度条件下实验测得，由设计规范书[2]，堆芯入口温度为280.7ºC，因此为保守计算，分析中冷态温度取22ºC，热态温度取316ºC；(5) 材料在冷态和热态条件下的应力–应变曲线可近似地表示为Ludwik扩展[3]：σ = Y + Hεn，对于材料的弹性形变必须足够小时，0≤n≤1。假想堆芯跌落能量仅由塑性形变完全吸收，因此适用于该扩展；(6) 为保守计算，热态条件下堆芯跌落组件不考虑冷却剂对下部堆内构件的上升力。

依据设计规范书[1]的要求，冷态和热态条件下压力容器底封头内表面承受冲击的允许载荷分别为9340000 N(Fcold_allow)和6670000 N(Fhot_allow)；防断组件、支承柱和能量缓冲器（包括导柱和套筒）不会发生屈曲；发生堆芯跌落事故时，燃料组件定位销必须与燃料组件上管座保持配合。

2 计算方法

用于承受压力容器和堆芯支承结构的防断组件结构共有4个能量缓冲装置，尽管堆芯跌落时有部分冲击力被诸如涡流抑制板等其他构件承受，但为保守计算，不考虑其他构件影响，4个能量缓冲装置承受全部跌落重量，堆芯跌落能量完全由缓冲装置缩颈段的弹性形变吸收，图3为能量缓冲装置的结构示意图。当堆芯及其支承结构冲击防断组件时，缓冲器缩颈段被拉伸并吸收冲击能量。根据能量守恒原理，堆芯跌落的动能和重力势能的变化量等于缓冲器的弹性势能。根据材料的应力–应变曲线计算出应变值，并得到堆芯跌落冲击载荷。通过计算堆芯的跌落高度评定了燃料组件定位销的功能性。对防断组件中的受压部件如导柱、套筒及二次支承柱做了稳定性分析。

图3 能量吸收装置结构Fig.3 Energy absorber.

3 堆芯跌落分析

3.1冲击载荷评定

图1和图2为SA479 304不锈钢在冷态和热态条件下的应力–应变曲线，缓冲器吸收的能量可由应力–应变曲线给出：

其中：A为缩颈段的横截面积，L为缩颈段长度，ε*为最终应变，σ为应力。

堆芯跌落时，系统重力势能的变化和堆芯上板与燃料组件间压紧弹簧的势能由缓冲器吸收，系统势能的变化量为

其中：W为系统跌落总重量，H为防断底板与反应堆压力容器底封头间的名义间隙，ΔL为缓冲器缩颈段伸长量，(P.E)F/A为堆芯上板与燃料组件间压紧弹簧的总势能。

根据能量守恒原理，则有

其中，⊿L=Lε*。根据图1和图2，应力–应变曲线可近似表示为：

由式(3)和(4)可得：

将表1中参数带入式(5)得：

则堆芯跌落对压力容器的最大冲击载荷可由下式给出：

Fcold_impact=σ(ε)×A=[a+b(ε)1/2] ×A= 8294482 N

因为Fcold_impact＜Fcold_allow，所以冷态条件下堆内构件结构满足堆芯跌落设计要求。

能量缓冲器吸收的能量为：

同理可知，热态条件下堆芯跌落分析参数如表2所示。

表1冷态条件下堆芯跌落分析参数Table 1 Core drop parameters for cold condition.

表2热态条件下堆芯跌落分析参数Table 2 Core drop parameters for hot condition.

将表2中参数带入式(5)解得：ε*=0.178 mm/mm则堆芯跌落对压力容器的最大冲击载荷可由下式给出：

因为Fhot_impact＜Fhot_allow，所以热态条件下堆内构件结构满足堆芯跌落设计要求。能量缓冲器吸收的能量为：

3.2燃料组件定位销功能性评定

冷态条件下缓冲器缩颈段最大应变约为24.90%，对比图1，材料在应变为70%左右时发生塑性断裂，因此能量缓冲器缩颈段在堆芯跌落时发生塑性变形但不会断裂，则堆芯跌落高度为：

Hc= (H+ΔL) = 26.40 + 0.249 × 84.5 = 47.44 mm

由于该跌落高度小于燃料组件定位销的配合长度69 mm，因此燃料组件顶部管口在堆芯跌落时依然能保持配合，不影响堆芯功能性。

热态条件下缓冲器缩颈段最大应变约为17.80%，对比图2，材料在应变为38%左右时发生塑性断裂，因此能量缓冲器缩颈段在堆芯跌落时发生塑性变形但不会断裂，则堆芯跌落高度为：

Hh= (H+ΔL)=12.50+ 0.178 × 84.98 = 27.63 mm

受热膨胀影响，热态条件下堆芯上板到下部支承板距离由4820.9 mm增加到4845.4 mm[2]，由此堆芯空间高度增加了24.5 mm，则定位销的有效配

合长度为44.5 mm，由于堆芯跌落高度小于该有效配合长度，因此燃料组件顶部管口在堆芯跌落时依然能保持配合，不影响堆芯功能性。

3.3稳定性分析

能量缓冲装置除缓冲器外还包括套筒和导柱，这些部件在堆芯跌落过程中都是受压部件，另外位于其上方的二次支承柱也承受压力载荷，因此需对这些部件进行稳定性分析。

防断组件共4组能量缓冲装置，每组能量缓冲装置承受1/4冲击载荷。为保守计算，在计算导柱截面性质时选用导柱的总长和最小截面，截面性质如表3所示。

表3 导柱截面性质Table 3 Sectional properties of the guide post assembly.

在稳定性分析中，当圆柱的长细比小于50时（即L/ρ＜50，ρ为惯性半径）[4]，该圆柱体可视为短圆柱体。导柱的长细比计算如下：

由上式可知，导柱不发生弹性屈曲，可被看作为短圆柱体，因此需对其极限载荷进行分析。

根据ASME第III卷附录F-1331.1 (c) (2)[5]的规定，静载荷或等效静载荷应不超过极限分析极限载荷的90%（该极限载荷所采用的屈服应力为2.3 Sm和0.75 Su中的小者），或不过超过塑性分析极限载荷或试验极限载荷(F-1321.6)的100%。由于热态条件下的Sm值随着温度的升高而降低，因此为保守计算，取用热态条件下材料的Sm值。导柱极限载荷Pc和载荷限值P计算如下：

由上式可知导柱结构符合设计要求。套筒的截面性质如表4所示。套筒的长细比计算如下：

由上式可知，套筒可被看做为短圆柱体，其极限载荷Pc和载荷限值P计算如下：

由上式可知套筒结构符合设计要求。支承柱的截面性质如表5所示。

支承柱的长细比计算如下：

表4 套筒截面性质Table 4 Sectional properties of the housing assembly.

表5支承柱截面性质Table 5 Sectional properties of support column.

由上式可知，支承柱可被看做为短圆柱体，其极限载荷Pc和载荷限值P计算如下：

由上式可知支承柱结构符合设计要求。

4 结论

采用Ludwik扩展来模拟材料应力–应变曲线，考虑堆芯自重、浮力、热膨胀等因素的影响，计算了材料在冷态和热态条件下的应变率，求得堆芯跌落的冲击载荷和跌落高度，评价了燃料组件定位销与燃料组件上管座的配合性，并对受压组件进行了稳定性分析，均不发生屈曲现象。分析结果表明，假想堆芯跌落事故发生时，堆芯功能性不受影响。

1 Gold M, Moen R A, Lobo N, et al. ASME boiler and pressure vessel code[S], section II, Part D. New York: The American Society of Mechanical Engineers. 2004: 256−650

2 陈宇清. 堆内构件设计规范书[M]. 上海:上海核工程研究设计院, 2010: 12−16 CHEN Yuqing. Reactor vessel internals design specification[M]. Shanghai: Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute, 2010: 12−16

3 Johnson W, Mellor P B. Plasticity for mechanical engineers[M]. London: D. Van Nostrand Company Ltd., 1962: 216−250

4 Timoshenko S P, Gere J M. Theory of elastic stability[M], 2nded. New York: McGraw-Hill Book Company. 1970: 304−320

5 Masterson R J, Birch F J, Bandyopadhyay U S, et al. ASME boiler and pressure vessel code[S], section III, appendix F. New York: The American Society of Mechanical Engineers. 2004: 295−296

Evaluation of reactor structural function during core drop accident

FENG Shaodong ZHANG Ming ZHU Kun XUE Guohong LI Yuan CHEN Huiliang
(Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute, Shanghai 200433, China)

Background: A core drop accident causes the core barrel and supporting structure to drop and impact on the bottom of the reactor vessel. Purpose: To ensure the scram functionality is maintained. Methods: The stress-strain curves applicable to the material are approximated by Ludwik’s expression. Considering the core deadweight, buoyancy force and heat expansion, material train ratios for both cold and hot conditions are calculated. Results: Vessel impact load (8294482N in cold condition & 6064537N in hot condition) is determined, which remains within the vessel design specification limits. The calculated drop length (47.44 mm in cold condition & 27.63 mm in hot condition) is less than the fuel pin full-diameter engagement length, so the fuel assembly top nozzle will remain engaged during a core drop. Finally the compressive assemblies are evaluated, which would not buckle due to the core drop accident loads. Conclusions: A core drop will not affect the scram function.

Core drop, Ludwik expand, Curve fitting, Energy absorption

TL351，TB125

10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040670

冯少东，男，1984年出生，2010年于上海大学获硕士学位，助理工程师，研究方向：反应堆结构力学

2012-11-06，

2013-02-18

CLC TL351, TB125