CFR600堆芯组件自由跌落试验的冲击响应分析

苏喜平 宋晶如 殷通 谢季佳 叶璇 刘小明

CFR600堆芯组件自由跌落试验的冲击响应分析

苏喜平1宋晶如2殷通1谢季佳2叶璇2刘小明2

（1 中国原子能科学研究院，北京 102413；2 中国科学院力学研究所非线性国家重点实验室，北京 102413）

评估堆芯组件跌落对组件结构完整性和内部元件密封性的影响是组件安全评价的重要组成。本文针对CFR600堆芯组件在换料运输过程中可能发生的组件跌落事件，开展了堆芯组件模拟件堆外冲击力学试验和数值模拟分析。研究对比了组件模拟件分别从不同高度自由跌落的试验和模拟结果，分析了组件在冲击载荷作用下的加速度和应变响应时程，结果表明，应变波形沿组件截面从上到下逐渐由正弦波转变为方波。当跌落高度达到1500mm时，组件管脚位置发生了较大的局部塑性变形，此后跌落高度增加，加速度峰值开始减小。

堆芯组件模拟件；自由跌落试验；有限元数值模拟；冲击响应

0 引言

随着我国经济和社会的高速发展，能源需求也日益增长，核能作为绿色、经济、安全的清洁能源，是人类最具希望的未来能源之一，在我国能源供应中占有重要地位。CFR600示范快堆为第四代核电技术中的钠冷快中子增殖反应堆，在我国核能事业“热堆—快堆—聚变堆”三步走发展规划中起到承上启下的关键作用[1]。作为新的堆型，组件的安全评价是核安全审评的重要内容之一。堆芯组件在安装、换料和运输过程中具有潜在的跌落风险，这会导致内部元件棒的机械损坏，从而可能导致放射性元素污染环境[2]。……