压水堆燃料组件抗震试验研究_郭严.pdf

文章编号：0258-0926(2023)02-0109-07;DOI:10.13832/j.jnpe.2023.02.0109压水堆燃料组件抗震试验研究郭严1，张国梁1，张艳红2，李伟才1，胡晓2，古成龙11.中广核研究院有限公司，广东深圳，518026；2.中国水利水电科学研究院，北京，100048摘要：燃料组件属 I 类抗震物项，其抗震问题直接关系核电厂运行安全，通常需通过抗震试验验证反应堆燃料组件抗震分析方法的合理性。本文模拟反应堆实际堆芯燃料组件安装方式，设计压水堆燃料组件抗震试验件与试验装置，针对不同组件数量布置方案，在高性能地震模拟振动台上开展试验研究。结果表明，水介质中燃料组件的第一阶频率为 2.96 Hz，最大冲击力出现在燃料组件偏中间位置处，试验获取了地震作用下燃料组件的格架冲击力、格架相对位移、模拟堆芯板与围板的加速度等响应。试验结果可用于设计基准事故工况中燃料组件抗震分析模型的建立与分析软件的验证。关键词：压水堆（PWR）；燃料组件；抗震试验；格架冲击力中图分类号：TL352文献标志码：AStudy on Seismic Test of PWR Fuel AssemblyGuo Yan1,Zhang Guoliang1,Zhang Yanhong2,Li Weicai1,Hu Xiao2,Gu Chenglong11.China Nuclear Power Technology Research Institute Co.,Ltd.,Shenzhen,Guangdong,518026,China;2.China Institute of WaterResources and Hydropower Research,Beijing,100048,ChinaAbstract:The seismic behavior of fuel assembly,as Class I seismic item,is directly related tothe operation safety of nuclear power plants.It is usually necessary to verify the reasonableness ofthe seismic analysis method for reactor fuel assembly through seismic test.By simulating the actualreactor core fuel assembly installation method and designing the pressurized water reactor(PWR)fuel assembly seismic test specimens and devices,this paper carries out an experimental study fordifferent fuel assembly quantity arrangement schemes on the high-performance seismic simulationvibration table.The results show that the first-order frequency of the fuel assembly in the watermedium is 2.96 Hz,and the maximum impact force occurs in the position close to the middle of thefuel assembly.The lattice impact force and the relative displacement of the fuel assembly and theaccelerations of the simulated core plate and baffle under the action of earthquake are obtained.Thetest results can be used to establish the seismic analysis model of fuel assembly and verify theanalysis software under the designed reference accident condition.Key words:Pressurized water reactor(PWR),Fuel assembly,Seismic test,Lattice impactforce 0 引言设计基准事故工况中，在地震和失水载荷联合作用下，反应堆内部燃料组件之间以及燃料组件与堆芯围板之间发生相互碰撞，可能导致燃料组件损伤，影响控制棒下落，甚至危及反应堆停堆安全1-2。反应堆燃料组件属 I 类抗震物项，其抗震安全性十分重要。数值分析和抗震试验是研究燃料组件抗震性能的两种主要途径。从上世纪 70 年代开始，美国、法国和日本等核电发达国家在研 收稿日期：2022-06-02；修回日期：2022-08-06作者简介：郭严（1983），男，高级工程师，现主要从事燃料组件性能分析研究及试验工作，E-mail:guo_ 第 44 卷第 2 期核 动 力 工 程Vol.44 No.22 0 2 3 年 4 月Nuclear Power EngineeringApr.2023发燃料组件的同时，开展了大量燃料组件在事故工况下结构动态响应的相关技术研究及试验研究。为了全面严格验证 1100 MW 核电厂的抗震能力，日本核动力试验中心（NUPEC）在上世纪 80 年代筹备建成了台面尺寸 15 m15 m、承载能力1000 t 的振动台，并进行了压水堆堆芯抗震试验，以验证核电厂堆芯的抗震安全及其分析方法3-4。该试验采用了 45 个全尺寸模拟燃料组件、2 组控制棒组件、导向筒和驱动机构。为了验证压水堆燃料组件抗震分析程序，上世纪 80 年代，法国采用缩比模型组件进行了振动台抗震试验。2000 年左右，法国阿海珐（Areva）公司通过与法国原子能委员会（CEA）合作在地震模拟试验台 AZALEE 上开展了 2 种类型燃料组件（共计6 组 12 英尺全尺寸模拟组件）的抗震试验5-6。与此同时，多个国家都开发了评估燃料组件结构动态响应的专用程序，如日本的 FUVIAN和HORIZON、美国的FAMREC 和法国的CASAC等7-8。随着计算机软硬件技术的发展，ANSYS和 ABAQUS 等功能强大的通用有限元分析程序在核电设计领域得到了广泛的应用，可以建立燃料组件的计算模型9-10，完成抗震性能分析与评估工作。我国也应开发自主化燃料组件动态响应分析专用程序。由于燃料组件瞬态抗震动力学分析十分复杂，涉及燃料组件滑移、燃料组件间及组件与围板间的碰撞冲击等非线性因素。因此根据 NB/T 20566-20192的要求，需开展燃料组件抗震试验，验证并检验堆芯计算模型及分析程序的合理性。由于反应堆内有上百组燃料组件，进行整堆抗震试验的成本太大。因此，本文选取 13 和15 排列全尺寸模拟燃料组件，精细模拟其在反应堆内的安装条件，通过抗震试验获得燃料组件的动态特性和地震响应。本文介绍了燃料组件抗震试验中的试验件与试验装置设计和试验测试方案，给出了试验的主要测量结果以及试验结论。1 试验件与装置设计 1.1 试验件设计由于燃料组件结构的复杂性，应采用全尺寸原型模拟组件开展抗震试验。燃料组件模拟试验件包含 8 层结构格架、3 层中间搅混格架、上下管座、防异物板、264 根燃料棒、24 根导向管、1 根仪表管以及相应连接部件。试验件应与实际燃料组件的结构和尺寸完全相同；试验件燃料棒芯块可采用与真实燃料棒芯块外轮廓形状和线密度相同的模拟芯块代替；试验件的总质量和质量分布与实际燃料组件完全相同。1.2 试验装置设计试验装置由内部框架、外部水箱及支撑结构三部分组成（图 1）。其中，内部框架内的隔板是可拆卸的，以便实现 13 和 15 排列全尺寸模拟燃料组件的安装要求。内部框架包括模拟上、下堆芯板、围板和隔板，用于燃料组件与传感器的安装与固定。外部水箱由矩形箱体和加强筋组成，用以模拟盛水容器。试验装置总重 7470 kg，支撑台架外形尺寸为3100 mm3100 mm4189 mm。图 1 压水堆燃料组件抗震试验与装置Fig.1 Seismic Test and Device of PWR Fuel Assembly 1.3 试验装置动态特性根据 HAF-J005311的要求，设计的试验装置应具有足够的刚度（基本频率33 Hz），以保证通过振动台台面输入的地震波有效传递至堆芯上板和堆芯下板。为获得试验装置的动态特性，在振动台上对试验装置（内置 15 排列燃料组件、充满水）进行白噪声激振，实测冷态静水中试验装置沿加载方向的基本频率为 48.74 Hz，远大于燃料组件的前六阶频率（33 Hz），满足规范的相关要求。110核 动 力 工 程Vol.44 No.2 2023 1.4 高性能振动台本次试验在高性能振动台（图 2）上完成，振动台的主要技术指标列于表 1。该振动台的承载能力、台面尺寸、加速度幅值均满足试验要求。图 2 高性能振动台Fig.2 High Performance Vibration Table 表 1 高性能振动台的主要技术指标Tab.1 Main Technical Indexes of High PerformanceVibration Table激振器数量竖向 4水平向 4激振器型号100-200-135P150-300-220动态激振力195 kN4（竖向）319 kN2（水平向）静态力242 kN4（竖向）397 kN2（水平向）设计负载与最大加速度5 t（加速度峰值 5g）10 t（加速度峰值 2g）台面尺寸3 m3 mg重力加速度 2 试验方法与测量 2.1 人工地震波实现基于规范 NB/T 2056620192，试验可采用简谐激励、多频组合激励、地震时程激励等多种输入方式。由于模拟地震时程激励的频率成分更加丰富，在进行燃料组件地震试验时，可由相关厂址的堆芯支撑板加速度地震时程确定期望反应谱，并拟合人工地震波，可作为地震模拟振动台的输入。人工地震波时程 x(t)可写为x(t)=I(t)iAisin(it+i)（1）iAiiiA()式中，I(t)为强度包络函数；、分别为第 个傅里叶分量的频率和幅值；为相位角。幅值谱按下式计算：A()=4Sa()12（2）Sa()式中，为频率增量；为反应谱。G由 Vanmarcke,E.H.提出的方法12，反应谱与功率谱 的近似关系为：G(i)4tiSa(i)ip2（3）ipt式中，为峰值因子；为 t 时刻的阻尼比。可按下式计算：ip=2ln2nc1exp4tln(2nc)（4）nc=iTlnPexp2exp(iT)t=1exp(2iT)P式中，为生成波的响应在地震波的持续时间 T时段内不跨越期望谱的概率；为阻尼比。由于人工地震波生成时引入了诸多近似，导致生成波的反应谱与期望谱之间存在误差，这些误差采用迭代法对功率谱进行修正：Gk+1(i)=Gk(i)Sa(i)desSa(i)ach2（5）Sa(i)achSa(i)desk式中，、分别为人工波反应谱值及期望值；为迭代次数。通过多次迭代，可生成满足精度要求的人工地震波。2.2 试验方案NUPEC 分别采用 17 单排组件排列、77方形组件排列以及 315 矩形排列 3 种组件排列方式开展抗震试验。17 和 77 两种排列方式试验结果表明4，试验测量的燃料组件位移、碰撞冲击力分别接近，可以认为，在堆芯燃料组件的抗震设计分析和试验验证中，可采用单排燃料组件排列方式开展设计与验证。315 矩形排列的试验结果表明4，燃料组件位移和碰撞冲击力相比 77 方形排列的相应结果更为保守。因此，对全堆芯燃料组件而言，采用堆芯最长的一排燃料组件开展抗震研究是可行的。此外，依据 NB/T2056620192的要求，抗震试验主要用于堆芯计算模型及分析程序的验证。因此，本次设计的试验方案是采用一排燃料组件开展抗震试验。本次试验采用了 5 组模拟燃料组件，可以模拟堆芯内部燃料组件之间以及燃料组件与围板之间的碰撞冲击与载荷传递作用。抗震试验主要在冷态静水中开展，按照 13、15 两种排列形式模拟堆芯组件的布置。试验前，通过带有定位销钉的模拟上、下堆芯板，实现对郭严等：压水堆燃料组件抗震试验研究111 燃料组件的定位；通过模拟堆芯上板压缩燃料组件的压紧弹簧形式对模拟燃料组件试验件施加正常运行工况下的名义轴向压紧力。抗震试验主要用于燃料组件地震和失水工况中分析模型与计算软件的适用性评估。为避免试验件损伤，抗震试验时，应监测燃料组件与围板间的冲击力，最大值应低于格架屈曲载荷限值。本试验对模拟堆芯下板分别输入 0.25g、0.5g两种加速度幅值的地震波。由于地震工况中燃料组件的冲击过程具有高度非线性性质，为避免试验随机性的影响，参照文献 5-6 各加速度幅值生成多条人工地震波的试验方式，本次试验中各加速度幅值的目标谱均生成 10 条人工地震波进行抗震试验，参见表 2。表 2 冷态静水中主要工况表Tab.2 Main Working Conditions in Cold Still Water组件排列1315加速度幅值0.25g0.5g0.25g0.5g时程数/条10101010 由于 13、15 两种排列形式试验方案的主要测试结果具有高度相似性，本文仅以 15 组模拟燃料组件排列为例进行阐述，其输入 0.5g 地震加速度时程如图 3 所示。图 3 模拟燃料组件抗震试验人工地震波时程Fig.3 Time History of Artificial Seismic Wave in SeismicTest of Simulated Fuel Assembly 2.3 试验测量 2.3.1 水介质燃料组件振动特性测量模拟堆芯的小间隙安装条件将影响模拟燃料组件的流体附加质量，进而影响模拟燃料组件的振动特性。为了满足堆芯计算模型及分析程序的验证目的，在模拟燃料组件抗震试验前，首先开展了水介质条件下模拟燃料组件的振动特性测量。试验通过振动台施加白噪声激励载荷，实测模拟燃料组件的动态响应，从而获得燃料组件的模型振型与模态频率。反应堆安装条件下，模拟燃料组件的振动基本表现为两端固支的梁振动特性，组件前 3 阶模态振型分别呈现 C、S、W 特征（见图 4），振动频率分别为 2.96、6.92、11.45 Hz。a 第 1 阶b 第 2 阶c 第 3 阶 图 4 模拟燃料组件前 3 阶振型Fig.4 The First-three-order Vibration Modes of SimulatedFuel Assembly 2.3.2 抗震试验堆芯板及围板加速度测量试验前需对模型进行计算，用于指导试验方案的设计与仪表的选型。计算表明，端部格架由于靠近燃料组件管座固定位置，几乎不会发生碰撞冲击。燃料组件不同高度位置分布有格架，计算分析需要输入左右两侧与围板接触燃料组件在格架位置高度处的围板时程作为计算输入。因此，试验需测量模拟堆芯板以及相应于模拟燃料组件各层格架高度处（端部格架除外）模拟围板指定位置测点的加速度时程曲线，用于计算模型的地震动输入。以 15 组模拟燃料组件排列为例，由左至右分别布置，编号为 1#5#，试验加速度与位移测点布置见图 5。试验中，选取加速度传感器进行各测点的加速度测量，传感器的量程为 5100g，频率范围为 01000 Hz。2.3.3 抗震试验格架冲击力与相对位移测量依据模型与软件验证需求，试验需要测量模拟燃料组件与围板之间在格架位置处的冲击碰撞载荷以及相对位移时程曲线，用于计算结果与试验结果的对比验证。以 15 组模拟燃料组件排列为例，112核 动 力 工 程Vol.44 No.2 2023 两侧燃料组件格架与围板之间冲击力与相对位移测点布置见图 6。其中，F 代表力或相对位移。图 6 冲击力与相对位移测点布置示意图Fig.6 Schematic Diagram of the Layout of MeasurementPoints for Impact Force and Relative Displacement 本次试验对模拟燃料组件格架与左、右两侧模拟围板之间的冲击力进行测量。针对试验需求和实际条件，设计了专门的力传感器布置方式，通过工装对力传感器施加一定的预紧力以保证碰撞力信号能够正确传递。为避免抗震试验中模拟燃料组件可能存在一定的扭转运动、单个力传感器测量存在偏差等情况，每个格架的载荷测点处均对称布置两个力传感器，对测量载荷叠加求和，即可获得每层格架与模拟围板间的冲击力时程。力传感器安装示意见图 7。其中，左侧传感器命名为 Y+，右侧传感器命名为 Y。图 7 格架冲击力传感器安装示意图Fig.7 Schematic Diagram of Installation of the LatticeImpact Force Sensor 地震作用下，模拟燃料组件与围板之间体现高频冲击特性，试验选取压电式动态力传感器进行冲击力测量，传感器量程为 50 kN，谐振频率为 55 kHz，并满足水环境下的防水要求。3 试验结果试验主要测量地震作用下模拟燃料组件的变形、格架碰撞力等参数。3.1 格架冲击力测量结果以 15 组模拟燃料组件排列时输入 0.5g 地震加速度时程的工况为例，在人工地震波作用下，燃料组件最大冲击力出现在模拟燃料组件偏中间位置的格架处（格架 4 或 5），1#模拟燃料组件结构格架 4 与左侧围板冲击力测量结果见图 8，5#模拟燃料组件结构格架 4 与右侧围板冲击力测量结果见图 9。3.2 格架与围板相对位移测量结果以 15 组模拟燃料组件排列时输入 0.5g 地震加速度时程的工况为例，1#燃料组件结构格架 4 与左侧围板相对位移测量结果见图 10。1#模拟燃料组件结构格架 4 相对于初始安装位置，向左侧运动时位移测量为负值，且最大相对位移为燃料组件与模拟围板间的间隙值。本试验中，模拟组件格架间初始安装间隙约为 2 mm，图 5 加速度测点布置示意图Fig.5 Schematic Diagram of the Layout of AccelerationMeasurement PointsGRID结构格架；MSMG中间搅混格架；CBL左侧围板；CBR右侧围板；LSP堆芯下板；UCP堆芯上板；Unozzle上管座；Bnozzle下管座；A加速度；D位移；XX 轴，为载荷作用方向。郭严等：压水堆燃料组件抗震试验研究113 由于燃料组件试验件垂直度的影响及燃料组件与围板多次碰撞的影响，1#模拟燃料组件结构格架 4 与左侧模拟围板的实际间隙约为 2.5 mm，且 1#模拟燃料组件振动响应中，结构格架 4 相对与左侧模拟围板间间隙最大值保持不变，详见图 10 相对位移测量负轴各测量峰值。1#模拟燃料组件向右侧运动的测量位移为正值，在 0.5g地震波作用下，多组模拟燃料组件发生同向运动，右侧组件间间隙闭合，1#模拟燃料组件结构格架 4 相对右侧围板的最大位移约为 9 mm，详见图 10 相对位移测量正轴最大测量峰值。5#模拟燃料组件结构格架 4 与右侧围板相对位移测量结果见图 11。图 11 5#模拟燃料组件结构格架 4 与右侧围板相对位移测量结果Fig.11 Relative Displacement Measurement Results of 5#Simulated Fuel Assembly Structure Lattice 4 andthe Right-side Baffle 4 结论本文重点介绍了基于高性能振动台开展的 a Y+侧力传感器采集数据 b Y侧力传感器采集数据 图 8 1#模拟燃料组件结构格架 4 与左侧围板冲击力测量结果Fig.8 Impact Force Measurement Results of 1#SimulatedFuel Assembly Structure Lattice 4 and the Left-sideBaffle a Y+侧力传感器采集数据 b Y侧力传感器采集数据 图 9 5#模拟燃料组件结构格架 4 与右侧围板冲击力测量结果Fig.9 Impact Force Measurement Results of 5#SimulatedFuel Assembly Structure Lattice 4 and the Right-sideBaffle 图 10 1#模拟燃料组件结构格架 4 与左侧围板相对位移测量结果Fig.10 Relative Displacement Measurement Results of 1#Simulated Fuel Assembly Structure Lattice 4 andthe Left-side Baffle114核 动 力 工 程Vol.44 No.2 2023 13 组、15 组两种模拟燃料组件排列方式的抗震试验。详细介绍了模拟抗震试验件与试验装置设计、试验方案设计、试验测点布置以及冷态静水典型工况中压水堆燃料组件的非线性地震响应，可得到以下结论：（1）实测冷态静水中，试验装置（内置15 组组件）沿加载方向的基本频率为 48.74 Hz，远大于燃料组件的主要振动频率范围。（2）压水堆燃料组件具有细长型结构设计特征，叠加通过堆芯板定位销钉进行固定的安装方式，燃料组件振动基本表现为两端固定支撑的固支梁振动特性，其前 3 阶模态振型呈现 C、S、W 特征。（3）试验通过设置加速度传感器方式实现了模拟堆芯板与模拟燃料组件格架高度围板位置处加速度测量。（4）试验实现了模拟燃料组件各层格架与两侧围板冲击力与相对位移时程的同时测量。结果表明，在人工地震波作用下，最大冲击力出现在燃料组件偏中间位置处。（5）燃料组件抗震试验结果可用于设计基准事故工况中燃料组件抗震分析模型与计算软件的验证。参考文献：Nuclear Regulatory Commission.Standard Review Plan4.2 Fuel System Design:NUREG-0800 Revision 3S.NRC,2007:29-32.1国家能源局.压水堆燃料组件及相关组件抗震设计规2范：NB/T 205662019S.北京：中国原子能出版社，2020：2-3.刘刚，王丰，詹阳烈，等.控制棒驱动机构抗震试验验收准则研究J.核技术，2013,36(4):040607.3AKIYAMA H,WATABE M,SHIBATA H,et al.Proving test on the seismic reliability of nuclear powerplant PWR reactor core internalsC.SMiRT 10.Anaheim,CA,USA:IASMiRT,1989:859-864.4QUEVAL J C,BROC D,RIGAUDEAU J,et al.Seismictests of interacting scale one fuel assemblies on shakingtableC.SMiRT 16.Washington DC:IASMiRT,2001.5VIALLET E,BOLSEE G,LADOUCEUR B,et 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