CARR堆反应堆厂房土壤_结构相互作用与楼层反应谱分析_荣峰
核电站常规岛主厂房楼层反应谱分析研究
（ 深圳 中广核工程设计有 限公司 ， 广东 深圳 ５８２ ） １０９
摘 要： 针对 核电站常规岛土建结构设计人员需要 计算楼 层反应 谱的实 际情况 ， 结合工 程实例 ， 从上部 结构采 用的
模型和是否考虑土结构相互作用 两大 问题 上进行分析 ， 出结论 ， 得 即上 部结构必 须采用三维有 限元模型而不 是集 中
法 向阻 尼系 数 Ｃ＝ ・Ａ ｄ ｐ・ △ （） ３
法向弹簧刚度系数
Ｆ
＝
一 Ｉ
（） ４
采用粘弹外边界模 型 ， 外边界采用一系列的弹簧 一
阻尼罐单元模拟传递边界 。
上式 中，Ａ、ｉ △ ｒ分别 为地基 区域外边界 ｉ 节点 的控制面积及其距离地表次生散射场振源的距离 。 Ｐ Ｅ Ｇ分别为节点 ｉ 、、 处地基 的密度 ， 动弹性模量及 动剪切模量。 、 则分别对应节点 ｉ 处地基材料
的地基条件较差 ， 部分区域为中风化和微风化基岩 ， 大部分区域为强风化甚至全风化基岩 ， 岩土层 的平 均剪切波速在 ４ ０ ／ 左右。１ 和 ２号 常规 岛均 ５ｍ ｓ 号
不足 ， 另一方面是 因为考虑土结构相互作用建模非
常困难 ， 而且很多软件不能实现。 首先笔者用 Ｓ Ｐ ００建立 了一个三维模型 ， Ａ ２０ 不
１． ｍ为 运 转 层 ， ０ ６ １５ ２８ ４３ 均 设 ０９ 另 ． ｍ、． ｍ、． ｍ、． ｍ
目前国内大部分设计院在计算楼层反应谱时均
没有考虑土和结构的相互作用 ， 这一方面是 因为对 有局部楼层。ｌ 号常规岛厂房除个别 区域位于强风 考虑土结构相互作用对楼层反应谱结果影响的认识 化基岩上外 ， 其他 区域均位于中风化或微风化基岩 上， 剪切波速较大 ， 约为 １０ ｍ ｓ２号常规 岛厂房 ４０ ／ ；
CARR堆反应堆厂房结构分析与密封设计
应堆厂房进行了整体和局部分析 ，给出了结构不 同部位 的内力和变形 ，并对结果进行了分析和总
结。
２ Ｃ ＡＲＲ厂房概 况
Ｃ Ｒ 厂房为多层钢筋混凝土结构物 ， Ａ Ｒ 地下 ｌ ， 上 ３ ， 为核
３ Ｃ ＲＲ结构 内力分 析 Ａ
５ ０ ｍ 为辅助系统设备层 ． Ｏ ０ｍ 为物理实 ．０ ５ ±． ０ Ｏ
验大 厅 ，７ ０ ｍ 为一 回路 主设 备 层 ，ｌ． ０ 为 ．０ ０ ３７ ｍ ０
反应堆操作大厅 。厂房外墙壁厚 １ ｍ，各层楼板 ． Ｏ 厚度分别为 １ ｍ、 ． 屋顶采用预应力钢筋混 ． Ｏ８ ０ ｍ， 凝土箱型楼盖 ．混凝土强度等级采用 Ｃ ０ ３ 一操作 大厅 的楼板 、屋盖及 围护墙体构成密封厂房的压 力边 界 。 在 正常运 行 工况 下 ，反应 堆 厂 房 内部保 持负 压 。当发生假想设计基准事故时 ，厂房密封大厅 内温度升高 ，压力上升 ，事故工况下大厅内部压 力为 ｌｋ ａ Ｐ 。为保证发生事故时能将放射性裂变 ０ 产物有效地包容在厂房内，使放射性物质 向环境 的释放量低于可接受限值 ，设计要求厂房 的泄漏 率不大于 ２ ％容积／。 ． ５ ｄ
摘要 ：Ｃ ＲＰ 厂房为典 型短周期结构 ．是 由不 同结 构形式 和不 同材料结构单元构成 的复杂结 构体系 部 Ａ ，
分结构 整体内力分析采用 Ａｇ ｒ ｌｏ 程序 ，厂房结 构局部应力分析采用 Ａ Ｙ ＮＳ Ｓ程序 ，预应力 混凝土结 构计算 采
用 ＩＥ ＇ Ｃ程 序。分析计算 表明 ，结构 的最大 位移 发生在侧墙 的中部 ．打压状态下 的位移量约 为 ！２ ｒｍ 应 Ｒ ．ａ ８
３１ 遵循标准与计算程序 ． Ｃ Ｒ 厂房结 构分析与设计 遵循 的主要标 ＡＲ
中国先进研究堆(CARR)抗震Ⅱ类管道系统应力分析与评定研究
中国先进研究堆（CARR）抗震Ⅱ类管道系统应力分析与评定研究中国先进研究堆(CARR)是一座轻水冷却和慢化，重水反射的池式反中子阱型研究堆，也是一座面向21世纪科技发展需要的多用途高性能研究堆，其主要性能指标接近或达到了当前世界研究堆的先进技术水平。
CARR二次水系统(SCS)的功能是将反应堆冷却剂系统及其它系统在正常运行或预期事件中所传递过来的热量传输到最终大气热阱，SCS担负着保证系统设备在各工况下都能得到有效冷却的任务。
本课题首先进行了SCS的应力分析与评定，完成了力学分析任务，可供工程使用；然后根据国内外相关领域的研究现状及发展趋势，围绕二次水系统，主要进行了规范应用分析和抗震分析(包括解耦分析、阻尼比与频率的关系分析、楼层谱分析及刚性截断频率分析)等工作，最终得出了研究结论及建议。
(1)SCS应力分析与评定。
针对SCS系统(包括进厂系统和出厂系统两部分)管道及支架的初始布置对其进行了应力计算，其接管载荷都超过了允许值、部分节点应力也不满足规范要求，采取一系列措施降低了接管载荷和节点应力。
进厂系统：进厂管系刚性较大，热胀推力过大是导致接管载荷超值的主要原因。
利用热膨胀沿管道轴向累积传递的特点，在管道上添加方向约束，大大限制了热膨胀向设备的传递以减轻管端推力。
出厂系统：出厂管系柔性较大，地震载荷在接管载荷的构成中占的比重很大，在管道中添加固定支架，以提高刚度增强抗震能力，从而降低接管载荷。
但是管道节点的热应力也随之增大，阻尼器既能抗震又不导致热应力升高，但费用非常昂贵，通过支吊架调整来降低节点应力具有很大的经济意义。
具体调整方法是选择合理的支吊架类型和约束方向、确定支吊架适当的安装位置和合适的刚度系数，在不使用阻尼器的情况下，使系统节点应力满足了规范的要求，从而降低了经济成本。
支吊架的调整是一个复杂繁琐的反复过程，系统的应力水平、运行的安全可靠性能及经济成本的高低等，都与支吊架的设置密切相关。
土壤-结构相互作用下的TMSR-LF1厂房楼层反应谱分析
图 4 目标功率谱的包络 Fig.4 Envelope of the PSD of target spectrum
1.2 土壤参数
Abstract [Background] The floor response spectra of the nuclear reactor building is of great significance to the seismic analysis and design of the whole reactor system. [Purpose] This study aims to get accurate floor response spectra of 2MW thorium molten salt reactor-liquid fuel 1 (TMSR-LF1). [Methods] A three-dimensional finite element model coupling with beam, shell and solid was established by ANSYS finite element analysis (FEA) software. The results of floor response spectra considering the soil-structure interaction (SSI) effect were obtained by direct method. Finally, comparison analyses of different floors, different inputs and different damping ratios were carried out. [Results] The computation results show that the above-ground floor response spectra are much larger than that of the underground part, and the spectral values vary greatly due to the structure, load and other factors. The response spectra of each floor on the ground are larger in the vertical direction than in the horizontal direction. [Conclusions] In the seismic design of nuclear facilities, it is suggested to increase the vertical stiffness of the ground floor. The results of this study lay preliminary basis for seismic safety assessment of TMSR-LF1. Key words Floor response spectra, Soil-structure interaction, Nuclear reactor building, TMSR-LF1
核发电反应堆包层第一壁热量输配对热应力的影响
核发电反应堆包层第一壁热量输配对热应力的影响王红艳;唐锐【摘要】在核聚变发电反应堆中,中国聚变工程示范堆(CFETR)第一壁结构所受热应力的偏差直接影响着包层寿命和安全运行系数,进而影响发电热效率的提高.用流固耦合分析方法分析CFETR第一壁中氦气四种流动方案下的热量输配对第一壁结构所受热应力影响,研究第一壁热量输配与结构热应力的关系,对四种方案进行数值模拟和分析,得到降低第一壁结构热应力的最优方案,为CFETR聚变堆安全运行提供理论依据.【期刊名称】《南京工程学院学报（自然科学版）》【年(卷),期】2015(013)004【总页数】6页(P17-22)【关键词】CFETR;第一壁;流固耦合;热应力【作者】王红艳;唐锐【作者单位】南京工程学院能源与动力工程学院,江苏南京211167;南京工程学院能源与动力工程学院,江苏南京211167【正文语种】中文【中图分类】TL334能源与人类生产生活紧密相连,它在提高人民生活水平、发展世界文明中起到相当重要的作用．人类目前正面临着巨大的能源危机,在此情况下新能源逐渐被各国提上日程,其中可控聚变能尤为受到关注．人们如此关注可控核聚变是因为它有诸多优点:与化石燃料相比,可以避免燃烧化石燃料带来的诸多环境污染,使用聚变能可以适当缓解环境污染;与裂变能相比,核聚变没有裂变反应产生的高放射性的锕系核素,不用担心像日本那样不恰当的核废料处理给子孙后代带来灾难,不必担心福岛核辐射那样对居民产生的危害;与水电相比,国内可供开发的水资源屈指可数,相比之下,核聚变燃料来自海水,可谓是取之不尽、用之不竭;与风电相比,聚变发电出力稳定,不会影响电力系统的稳定性;与太阳能相比,太阳能电板占地面积大,发电受气候等因素的制约[1]．在研究开发聚变能的同时,安全运行是必须得到保证的基本条件．冷却剂氦气在包层中起到载热和能量转换的作用,在氦气流动的过程中包层结构产生温度梯度从而受到热应力．减小包层热应力,提高聚变堆运行的安全性成为重要课题．包层第一壁中氦气不同的流动方式会产生不同的能量输配工况,第一壁结构在不同的能量分配下可能会造成结构所受热应力的不同[2]．本文提出四种氦气流动方案,首先采用计算流体力学软件对在氦气不同的流动方式下CFETR(中国核聚变工程实验堆)包层中的第一壁温度场、流场、压力场进行研究,得出氦气不同流动方式下的出口温度、和第一壁结构中温度的变化曲线．基于对第一壁温度场的研究结果,利用应力计算软件将计算流体力学软件计算得到的第一壁结构表面温度加载到静态结构分析模块，分析结构热应力和热形变,最终得出优化方案[3-4]．CFETR是中国及EAST(东方超环)之后对可控核聚变的新一轮研究．CFETR核聚变发电装置的关键部件之一是包层,包层被真空室和等离子体夹在中间,包层在聚变反应中的作用非常重要,它能使聚变产生的高能中子慢化、转换核素、交换核聚变产生的能量以及屏蔽掉聚变过程中产生的具有放射性的粒子．在包层系统中,第一壁直接面对等离子体,它将等离子体紧紧地包在周围．第一壁主要作用为:提供一个和高能等离子体共存的壁面;在进行核聚变反应时阻挡高能等离子体的高强度粒子辐射;当发生事故时,为其后面的模块提供防护保护,不让等离子体以及逃逸的高速电子与后部直接接触;将核聚变产生的能量通过液体循环流动带出来加热产生水蒸气,进而发电．第一壁的诸多重要功能决定了它在聚变发电研究中的关键地位,CFETR包层由母管、氦气联箱、增殖区、第一壁组成,第一壁直接接触聚变等离子体．第一壁不仅起到吸收粒子辐射、保护其余部分的作用,而且还是核聚变发电能量传递系统的重要组成部分．CFETR包层分为内包层和外包层,包层第一壁呈U型结构,第一壁材料选用低活化马氏体钢、利用先进的HIP技术制造而成．无论内包层还是外包层,均采用氦气冷却第一壁,本文研究以外包层为主,外包层第一壁如图1所示[5]外包层第一壁共有39根氦气通道,其中有20根氦气通道和第一层氦气联箱左侧相连,有19根氦气通道与第一层氦气联箱右侧相连．氦气首先从母管流进第一层氦气联箱,接着流进第一壁．第一壁的总截面为0.014 m,厚度为30 mm,外侧厚度为4 mm,内侧厚度为8 mm,氦气流通管道截面积18 mm×20 mm(高)．2.1 传热计算基本方程描述固体内部温度分布的控制方程为导热方程,在计算流体力学中，通过下面形式的能量方程来计算传热问题式中:为求偏微分符号;E为流体微团的总能,包含内能、动能和势能之和,，对于理想气体,显焓Yjhj，对于不可压流体,,Yj为组分j的质量分数,并且Trefcp,jdT(cp,j为比热,Tref为298.15 K);为梯度算子为流体微团的流动速度;ρ为流体密度;P为压力;keff为有效热传导系数;T为流体温度;hj为组分j的焓;Jj为组分j的扩散通量;τeff为有效剪切力;Sh为体积热源项．式(1)表明,微源体中能量的增加率等于进入微源体的净热流通量加上质量力与表面力对微源体所做的功．对于涉及传热的问题,根据用户使用的模型种类和具体条件的设定,能量方程(1) 会相应的变换成与用户设置相对应的方程．计算流体软件通过求解变换后的具体方程得到与计算传热相关的参数．2.2 流固耦合基本方程流固耦合结合流体分析与固体分析,研究固体在流体作用下发生的形变和所受到的应力以及固体形变反过来对流体产生的影响．流固耦合不单纯地研究流体,而是考虑流体和固体的相互作用．在一些特殊的分析研究中,必须同时考虑固体形变及流场变化,在这种情况下流固耦合分析就显得尤为重要．流固耦合算法主要运用分析解法即载荷传递法求解流固耦合问题．但是从数据传递的角度来看,流固耦合可以分为单向流固耦合(one-way coupling)和双向流固耦合(one-way coupling)．其中双向流固耦合因为计算的顺序不一样,又可再分为顺序求解法(sequential solution)和同时求解法(simultaneous)．从本质上说,流固是温度场、流场和固体形变场的相互作用:流固耦合的数值计算问题只要满足耦合界面力平衡,界面就可以相容，即流固耦合交界面处应满足流体与固体的位移、热流量、温度、应力相等:式中:τ为应力;r为位移;q为热流量;T为温度.CFETR包层第一壁中氦气的流动带走第一壁结构中的热量,氦气从进入第一壁到出来的过程中温度不断升高,直至出口处温度最高．由于氦气温度越来越高,且单位时间内第一壁结构的产热量恒定不变,所以氦气和第一壁的温差越来越小．在这种情况下,随着氦气在通道内的流动,第一壁结构对氦气的传热量也会随之减少．换而言之,第一壁氦气管道从入口处到出口处,氦气通道结构温度越来越高．出口和进口之间的温度差产生了破坏性的热应力,如何减小热应力,延长第一壁结构使用寿命是聚变发电中重要的研究方向．不同方式的氦气流动对第一壁结构的热量分配产生影响,进而产生不同的温度梯度,最终导致第一壁受到不同数值的热应力[7]．本文提出四种氦气流动方案来分析研究第一壁的热应力及热形变,为了便于用平面图形描述问题,在氦气流动平面图中规定×表示氦气流进,○表示氦气流出.分别描述四种方案:方案一，第一壁左右两边都有氦气进出口,左右边的氦气都乘取上进下出的流动方式;方案二，第一壁左右两边都有氦气进出口,左边的氦气上进下出,右边的氦气采取下进上出;方案三，第一壁所有氦气进出口全在左边,采取气上进下出的流动方式,右边没有氦气进出口;方案四，第一壁所有氦气进出口全在左边,采取气上进下出和下进上出相互交替的流动方式,右边没有氦气进出口.图2为四种方案氦气流通平面图．4.1 流体传热计算结果为了精确计算氦气在第一壁中流动时流场、温度场的变化,流固耦合面必须划分得比较密,因此总网格数量就会相应的增加．在既要保证精确计算，又要保证不能因为过多网格总数使得计算速度急剧下降的情况下,研究4根氦气管道的流场、温度场、压力场变化．氦气的平均流速为115 m/s,工作压力为8 MPa,进口温度为573.15 K．计算时选择速度进口、压力出口．第一壁作为能量传递系统的一部分,出口温度是一个很重要的参考,图3从左到右分别给出了方案一到方案四下第一根管道与第二根管道之间的氦气出口温度分布图．从图中可以看出方案一的出口温度梯度比方案二的小;方案三的出口温度梯度比方案四的小．由此可知,方案二、四第一壁局部温度分布不均匀,其氦气的流动方式不利于第一壁结构散热．为了研究第一壁结构热量分配对结构所受热应力的影响,第一壁结构温度分布也是分析的重要对象．表1给出了氦气出口温度和第一壁相关温度参数,从表1中可以清晰地看出方案一到方案四出口温度依次增大,管道内氦气的平均温度依次减小．氦气平均温度越高,吸收的第一壁结构热量越多,有助于减小结构热应力．为了更加直观地比较四种方案第一壁结构热量分布情况,图4给出了四种氦气流动方案中第一壁结构沿X轴方向的同一条中心线上的温度分布情况．该线位于第一根和第二根氦气管道中央,沿x轴方向从第一壁一端的拐弯处到另一端的拐弯处,它能较好地反映出结构内部的温度分布．由图4可以看出方案一的第一壁结构温度均小于方案二;方案三的第一壁结构温度均小于方案四．由此可知,与方案二、四比较,方案一、三中氦气流通方式有利于第一壁结构散热,对减小结构热应力产生积极影响．4.2 热应力分析计算结果在结构分析软件平台上将计算流体软件计算得到的第一壁结构温度导入静态热分析模块1得到第一壁结构温度场,再连接静态热分析模块计算热应力和热形变．包层内侧厚度是外侧的两倍,因此热量疏散能力较差,结构温度较大,所受热应力也相应的较大,是重点分析区域．四种方案上方两根管道包层内侧拐弯处曲面所受结构应力如图5所示,由图5可知,在所有方案中方案一最大热应力最小,方案二次之,方案三、四局部应力较大．这与由表1数据分析出的结论完全吻合．结合第一壁局部热应力分析,经过计算分别得出氦气在不同流动方案下,CFETR包层第一壁所受热应力和结构形变量等计算参数如表2所示．从表2可以看出,在所有方案中第一壁所受最大热应力从小到大顺序为:方案一、方案二、方案三、方案四,其中方案一受到的最大热应力最小．第一壁在四种方案下所受热应力大小不同,是由于第一壁中冷却剂氦气在不同的方案下流动载热导致第一壁结构中不同的热量分配造成的．不同状况的热量分配使第一壁结构中产生不同的温度梯度,从而产生数值不同的热应力[8]．较方案三、四来说,方案一、二氦气流动过程中热量分布更均匀,能有效降低热应力,因此,方案一、二第一壁所受最大结构热应力比较小．从数值模拟结果来看,方案一中第一壁的热应力比方案二小,方案三中第一壁的热应力比方案四小,综合四种方案研究分析的结果,可以提供一个较为合理的数值分析的依据．从研究结果可以看出,方案一的第一壁结构温度小于方案二,方案三的第一壁结构温度小于方案四．在这种温度分布下,容易得到方案一、三最大结构热应力分别小于方案二、四的结论,最终得出方案一结构热应力最小的结论．由氦气四种方案数值模拟的结果可知,方案一中氦气出口温度为682.117 25 K,比方案四氦气最高出口温度684.477 54 K,仅差2.3 K．因此,方案一作为CFETR第一壁中氦气流动方向时,可以在基本不影响氦气载热能力的情况下有效的减少第一壁结构所受的最大热应力．E-mail:****************【相关文献】[1] 潘垣,庄革,张明. 国际热核实验反应堆计划及其对中国核能发展战略的影响[J].物理,2010,39(6):56-78.[2] 石良臣,任毅如. 流体计算应用教程[M]. 北京:清华大学出版社,2009:60-64.[3] 宋学官,蔡林,张华. ANSYS流固耦合分析与工程实例[M].北京:中国水利水电出版社,2012:12-26.[4] 朱红钧. ANSYS14.5流固耦合实战指南[M]. 北京:人民邮电出版社,2014:8-36.[5] 吴宜灿,汪卫华,刘松林,等.聚变发电反应堆概念设计研究[J].核科学与工程,2005,25(1):76-85.[6] 赵飞云,朱焜,李源,等.反应堆芯围筒结构热流固耦合热变形分析[J].计算机辅助工程,2012,21(4):43-46.[7] WANG Hong-yan,QIU Xun-jun. Analysis of MHD pressure drop of metal LiPb in dual-cooled waste trnsmutation blanket[J].Journal of Anhui University, 2012, 36(1): 50-56. [8] 沈庆. 浮体和浮式多体喜用留固耦合动力分析[M].北京:科学出版社,2011:5-37.。
反应堆材料学chapter01绪论part1
实验堆 CEFR
2011
实现科学验证 开展燃料、材料 等研究 积累经验和人才
示范堆 CFR600
~ 2023
实现工业示范 验证经济性 形成快堆标准规范 积累快堆电站经验
商用堆 CFR1000
~2035
实现商业推广 大规模增殖核燃料 作为主力电站规模 化发展
实验堆 解决原理问题
核反应堆材料的重要性
4.反应堆材料对反应堆的建设质量和水平以及系 列化、商品化和改进与发展起着重要的先导作用 先进的核反应堆设计需要先进的材料做 保障
TWR核岛
ADS
核反应堆材料的性能要求
反应堆材料的选材标准
选材要求： 1. 核性能：1）燃料； 2）结构材料； 3）控制棒材料 2. 力学性能：具有好的强度、塑性及蠕变性能； 3. 化学性能：即相容性能。1）对燃料组件材料；2） 对堆结构材料 4. 辐照性能：1）辐照肿胀；2）辐照硬化；3）辐照 脆化 5. 物理性能：1）对燃料；2）对燃料组件材料；3） 对反应堆部件结构材料 6. 工艺性能：易于加工，焊接性能好； 7. 经济性：材料容易获得，成本低，使用经验丰富。
第一章 绪论 核反应堆材料的重要性
核技术成功的关键取决于堆 内强辐射下材料的行为 -费米，1946年
核反应堆材料的重要性
1.反应堆材料是堆安全的基础，它防止堆内放射 性物质外逸
第一道屏障——燃料芯块 第二道屏障——燃料包壳 第三道屏障——压力容器和一回路压力边界 第四道屏障——安全壳
核反应堆材料的重要性
235 92 87 U n147 La MeV 57 35 Br 2n 200
核裂变反应和反应堆简介 核裂变
核能释放的两种形式 • 快速（原子弹） • 慢速（核反应堆）
大学精品课件：核反应堆热工分析(压水堆结构概述)
• 喷淋系统：位于稳压器顶部，包
括主喷淋和辅助喷淋，用于减缓系 统热冲击、水温均匀及化学浓度、 降低系统压力；
• 电加热器：直接浸没的直套管式
电加热器，用于升高压力；
• 安全阀组：安装于稳压器顶部，
由保护阀与隔离阀组成；
• 测量仪表：主要用于水位检测与
显示；
核科学与技术学院
反应堆冷却剂泵
• 水力机械部分：泵体、热屏组件、
路具有放射性，管板与U形管属于冷却 剂压力边界；
• 排污与给水：防止各种杂质高度浓
缩以及一回路向二回路泄漏，确保正 常工况与特殊工况的给水要求；
• 水位控制及相关测量：水位测量
及调整、给水流量、蒸汽流量、蒸汽 压力等信号测量；
核科学与技术学院
压力壳——Mn-Mo-Ni低合金碳钢； 燃料——二氧化铀； 包壳——锆-4合金（Zr-4）； 控制棒——银-铟-镉合金/316，304不锈钢（Ag-In-
temperature
• 120–400 MWe
• 15–30 year core life
• Cartridge core for regional fuel processing
(LFR)
Benefits
• Proliferation resistance of long-life cartridge core
英国建造32MWe原型堆，1976-1988年，运行的AGR共有14座， 8.9GW，由于受到CO2与不锈钢元件包壳材料化学相容性的限制 (690℃ )，使出口温度难以进一步提高，再加上功率密度低、燃耗低的 限制，使其仍难以和压水堆在经济上竞争；
• 高温气冷堆：采用90％以上的浓缩铀，全陶瓷燃料元件及堆芯，采
CARR堆芯热组件自然循环条件下特性分析
（ 中国原子能科学研究院 反应堆工程研究设计所 ， 北京 １ ０ ２ ４ １ ３ ）
摘要 ： 本 文 建 立 了 中 国先 进 研 究 堆 标 准 燃 料 组 件 单 组 件 的 流 一 固耦 合 共 轭 传 热 Ｃ Ｆ Ｄ分 析模 型 。 通过 １ 组 稳 态 流 量 工 况 的分 析 ， 拟 合 获 得 燃 料 组 件 的 阻 力 特 性 曲 线 。在 堆 本 体 Ｃ Ｆ Ｄ 分 析 模 型强 迫 流 动 工 况 计 算 结果的基础 值 模 拟 分 析 。计 算 结 果 表 明 ， 在设定 工况下 ， 不 仅 释 热 能安全载出 ， 而 且 可 保 证 热 组 件 任 何 位 置 均 不会 发 生 冷 却 剂 泡 核 沸 腾 和 流 动 不 稳 定 性 。计 算 得 到 了 自 然循 环 建 立 过 程 组 件 内冷 却 剂 温度 、 燃料包壳 和芯体的温度 分布 、 热点 位置 以及循环 流量 的变化规律 ， 为研 究 热 组 件 的 瞬 态 热 工 水 力 特性 提 供 了理 论 方 法 和 参 考 数 据 。 关键 词 ： 中 国先 进 研 究 堆 ； 燃料组件 ； Ｃ Ｆ Ｄ； 自然 循 环
Ｃｈａ ｒ ａ ｃ ｔ ｅ ｒ ｉ ｓ ｔ ｉ ｃ Ａｎａ ｌ ｙ ｓ ｉ ｓ ｏ ｆ Ｃｏ ｒ ｅ Ｈｏ ｔ Ｆｕ ｅ ｌ Ａｓ ｓ ｅ ｍｂ ｌ ｙ ｆ ０ ｒ ＣＡＲＲ ｕ ｎ ｄ ｅ ｒ Ｎａ ｔ ｕ ｒ ａ ｌ Ｃｉ ｒ ｃ ｕ ｌ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ Ｃｏ ｎｄ ｉ ｔ ｉ ｏ ｎ
第４ ９ 卷第 ３ 期
２ ０ １ ５ 年３ 月
原 子
能
科 学 技 术
Ｖｏ １ ． ４９， Ｎｏ ． ３
Ｍ ａ ｒ ．２ ０１ ５
Ａｔ ｏ ｍｉ ｃ Ｅｎｅ ｒ ｇ ｙ Ｓｃ ｉ ｅ ｎ ｃ ｅ ａ ｎ ｄ Ｔｅ ｃ ｈｎ ｏｌ ｏ ｇｙ
CARR堆反应堆厂房通风系统设计
１ 引 言
ＣＲ Ａ Ｒ堆是一座核功率为 ６ＭＷ 的研究型池 ０ 式反应堆工程 ，本文主要介绍反应堆厂房通风和 空气净化系统设计思路和设计过程 。该系统包括 反应堆 厂房地下室通风和空气净化系统（Ｂ ） Ｒ Ｖ、 物理实验大厅通风和空气净化系统（Ｈ ） Ｐ Ｖ 、主 回 路工艺 间通风和空气净化系统（Ｃ ）操作大厅通 ＰＶ 、 风和空气净化系统（Ｈ ） Ｒ Ｖ ，以及操作大厅应急通 风系统（Ｖ ） 部分。 Ｅ Ｓ５
维普资讯
第 ２ ８卷 第 ｌ期
２ ０ ７ ０
核 动 力 工 程
Ｎｕ ｌａ ｗｅ ｃ ｅ ｒＰｏ ｒＥｎｇ ｎ ｅ ｉ ｇ ｉ ｅ ｒｎ
Ｖｂ ．２ ．ＮＯ １ １ ８ ．
Ｆｅ ｂ．２ ０ ０ ７
年 ２ 月
文章编号 ：０ ５ －９ ６２ ０ ） ０ －６ ２ ８０ ２ （０ ７０ － ０ １ １５ １
物理 实验 大厅排 风 系统
物理 实验 大厅 送风 系统
湿 度％ 冬 季 夏季 系统 编 号
Ｒ ＢＶ
Ｖｅ ｔ ａ ｉ ｎ Ｒａｅ Ｃａｃ ｌ ｔ ｎ ｎ ｉ ｔｏ ｔ ｌｕ ａｉ ｌ ｏ
系统 名称 地 下室 排风 系统 地 下室 送风 系统
系统 风 量， ． ｍ ｈｌ ｌ８０ ｌ６ ９ ９－ ６ ４ ０－１ ０ １８ ９ ｏ ｌ０
设 计 参 照 的法 规 、导 则 和 规 范 ：① Ｈ Ｄ Ａ １２１ 核电厂防火 》 ￣ Ｊ ９８１９ 核燃料 ０／ｌ《 ；（Ｅ ／ ３．９ ５《 ） Ｔ 后处理厂通风与空气净化设计规定 》等。
２ 系统 功 能 与 运 行 工 况
HWRR屏蔽层活化源项研究
原子能科学技术 A-omicEnergyScienceandTechnology
Vol. 55 ,No. 7 Jul.2021
HWRR屏蔽层活化源项研究
李睿之，孙世乔,周一东，张立军,张生栋
（中国原子能科学研究院，北京102413）
摘要：反应堆屏蔽层通常由钢筋混凝土浇筑而成，体积及重量巨大,是反应堆退役源项的重要来源之一。
Study on Source Term in Shielding Layer of HWRR
LI Ruizhi, SUN Shiqiao, ZHOU Yidong, ZHANG Lijun, ZHANG Shengdong**
(.China Institute of Atomic Energy , Beijing 102413 , China)
重水研究堆（HWRR）是一座重水冷却、重 水慢化的罐式反应堆，原设计采用235U富集度 为2%的金属铀作为燃料组件，额定功率7 MW， 最大功率10 MW；1958年达到临界投入运行， 在20世纪70年代末80年代初经过大修改建 后，采用235U富集度为3%的UO2作为燃料组 件,设计最大功率提高至15 MW。HWRR运 行了近50年，于2007年底永久停闭囚。制定 的退役目标是保留反应堆主厂房和堆本体外侧 部分未活化的重混凝土屏蔽层，经过修缮改造 后作为我国第一座核工业历史纪念馆⑷。
为确定反应堆屏蔽层的活化深度、制定切 割拆除方案，必须提前对屏蔽层的活化情况进 行调查。
1 HWRR屏蔽层结构
HWRR堆本体（剖面图如图1所示）为多 层罐式结构，中央为堆芯构件，依次向外分别为 石墨反射层、屏蔽水箱、填充砂层和屏蔽层。屏 蔽层上部有一圆柱形屏蔽水箱。
《核反应堆物理分析(谢仲生版)》名词解释及重要概念
《核反应堆物理分析（谢仲生版）》名词解释及重要概念第一章—核反应堆的核物理基础直接相互作用：入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞，使其从核里发射出来，而中子却留在了靶核内的核反应。
中子的散射：散射是使中于慢化(即使中子的动能减小)的主要核反应过程。
非弹性散射：中子首先被靶核吸收而形成处于激发态的复合核，然后靶核通过放出中子并发射γ射线而返回基态。
弹性散射：分为共振弹性散射和势散射。
111001100[]AA A ZZ Z AA Z Z X n X X n X n X n +*+→→++→+微观截面：一个粒子入射到单位面积内只含一个靶核的靶子上所发生的反应概率，或表示一个入射粒子同单位面积靶上一个靶核发生反应的概率。
宏观截面：表征一个中子与单位体积内原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量。
也是一个中子穿行单位距离与核发生相互作用的概率大小的一种度量。
平均自由程：中子在介质中运动时，与原子核连续两次相互作用之间穿行的平均距离叫作平均自由程。
核反应率：每秒每单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数(统计平均值)。
中子通量密度：某点处中子密度与相应的中子速度的乘积，表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和。
多普勒效应：由于靶核的热运动随温度的增加而增加，所以这时共振峰的宽度将随着温度的上升而增加，同时峰值也逐渐减小，这种现象称为多普勒效应或多普勒展宽。
瞬发中子和缓发中子：裂变中，99％以上的中子是在裂变的瞬间(约10-14s)发射出来的，把这些中子叫瞬发中子；裂变中子中，还有小于1％的中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的，把这些中子叫缓发中子。
第二章—中子慢化和慢化能谱慢化时间：裂变中子能量由裂变能慢化到热能所需要的平均时间。
扩散时间：无限介质内热中子在自产生至被俘获以前所经过的平均时间。
平均寿命：在反应堆动力学计算中往往需要用到快中子自裂变产生到慢化成为热中子，直至最后被俘获的平均时间，称为中子的平均寿命。
核反应堆物理分析6 栅格..
按照反应堆堆芯内燃料和慢化剂的分布形 式，反应堆可以分为均匀和非均匀两大类。
前面关于临界反应堆的计算都以均匀堆 为模型，但当前世界上已建成和运行的反应 堆基本上都是非均匀堆。
为了将均匀堆理论应用到非均匀情况，
需要进行均匀化群常数计算。
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均匀堆：燃料与慢化剂均匀混合
e.g.熔盐堆(铀与慢化剂混合为溶液)
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1.2 非均匀布置对k 的影响
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• 非均匀堆主要优点：使中子逃脱共振俘获 概率增大。
• 非均匀堆主要缺点：使热中子利用系数减 小。
• 通过合理选择燃料块的厚度或直径、燃料 块间距(栅距)，在燃料与慢化剂核子数比 值相同的情况下，非均匀栅格布置可使fp 乘积大于均匀堆的乘积，即k 更大。
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世界上第一个反应堆(CP-I)是非均匀反应堆
天然铀(Natural uranium): η =1.33, ε =1.05;
• 均匀天然铀与石墨：p 0.59，k 0.85，无
法达临界。
• 非均匀效应(heterogeneous effect) ：因栅 格的块结构所引起效应，以及由其所产生的 各种参数的变化(不仅仅指空间自屏)。
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(p144)
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3 均匀化计算流程(轻水堆)
多群常数库 20～100群
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栅元均匀 化计算
中国先进研究堆2012年度进展
重大核科学工程·中国先进研究堆19中国先进研究堆（CARR）中国先进研究堆2012年度进展赵铁军（中国先进研究堆工程部）2012 年，中国先进研究堆（CARR）完成全部调试工作，中子散射谱仪首次获得了衍射图像，冷中子源的氦制冷系统设备改造完成，初步安全分析报告上报国家核安全局。
各单项验收工作同期开展。
1 CARR调试在全部条件具备的基础上，2 月11 日开始C阶段调试试验，相继完成堆功率自动调节特性试验、等温温度反应性系数测量、功率刻度、反应性异常引入等试验后，CARR于2月27日开始提升功率试验，3月1日达到满功率60 MW，3月13日19时33分，CARR成功实现满功率稳定运行72h，标志着CARR 工程建造已达到国家规定的验收技术目标。
4月份继续开展了燃耗反应性系数测量、孔道热中子注量率绝对测量、功率运行状态下的热阱丧失、外电源丧失、失控提棒等试验，各项试验指标均达到设计要求。
至4月底，C阶段全部调试试验均已完成，后续工作主要是试验数据的处理分析和调试总结报告的编写。
8 月21 日，CARR 中子科学谱仪首次获得了衍射图像。
图像显示，衍射峰的形状、宽度、信噪比情况均较好，表明CARR已具备了开展科学实验研究工作的条件。
2 冷中子源氦制冷系统的膨胀机到货后，8月与瑞士林德公司技术员一起进行现场改造，为后续系统安装调试做好准备。
11月与匈牙利HNF公司正式签订冷中子源氘系统研制的补充协议，设备开始加工。
冷中子源的初步安全分析报告于9月完成编译，11月上报国家核安全局提请审评，年底进行首次对话。
3 竣工验收各单项验收已完成或正在开展，主要包括：1）规划验收、实体保卫验收已完成；2）环评报告、职业安全与健康评价报告在年底提交审查；3）CARR工程的建档工作基本完成，年底召开工程建档自检会后做进一步完善；4）消防系统的验收正在等待上级主管部门确定；5）根据上级要求，6月份上报CARR工程重大设计变更及工期调整报告，8月16日中核集团科技与信息化部会同规划发展部在原子能院组织专家进行了预评审；6）调概报告（修订版）于9月底完成，11月初上报集团公司。
某高温气冷堆核电厂结构地震反应分析
某高温气冷堆核电厂结构地震反应分析贺秋梅;李小军;张江伟;李亚琦【摘要】以某高温气冷堆核电厂结构为原型,利用有限元软件建立三维结构实体模型,开展了模态分析和弹性动力时程分析的数值计算,以探讨某高温气冷堆核电厂的结构特性和抗震性能,并重点分析了在三向地震动作用下高温气冷堆核电厂的加速度、位移反应时程和楼层反应谱.总体上看,高温气冷堆核电厂在两个水平向的刚度比较均匀,楼层反应接近,布局较为合理;在三向地震动作用下,顶层中心点的竖向楼层反应均明显大于两水平方向楼层反应,因此在高温气冷堆核电厂结构设计中,应关注竖向地震动对核电厂地震反应带来的不利影响.【期刊名称】《震灾防御技术》【年(卷),期】2014(009)003【总页数】8页(P454-461)【关键词】核电厂;动力时程分析;楼层反应谱;数值计算【作者】贺秋梅;李小军;张江伟;李亚琦【作者单位】中国地震局地球物理研究所,北京100081;中国地震局地球物理研究所,北京100081;北京工业大学,北京100022;中国地震局地球物理研究所,北京100081;中国地震局地球物理研究所,北京100081【正文语种】中文随着经济的迅猛发展，以及煤炭、电力和石油等资源的急剧减少，核电建设正在快速发展。
由于核电站是以放射性物质为燃料的，因此它的安全性问题，历来都为社会公众所瞩目。
在核电厂运行期间，地震是一个非常重要的潜在灾害。
我国是一个多地震国家，最近发生的几次大地震，如1999年集集MW7.6级地震、2008年汶川MW7.9地震和2013年芦山MW7.0地震等都在警示我们，目前对地震的了解还是非常有限的，尽管在核电厂选址中已经充分考虑了厂址所处的地震构造环境，但核电厂在未来很有可能遭遇地震灾害的影响（潘华等，2007；林皋，2011；谢礼立等，2012）。
因此，我国核电站的抗震更是一个十分突出的问题。
结构有限元模型的建立及其动力特性的分析是核电厂结构地震反应分析的关键前提和重要步骤，目前，国内外对核电厂结构的模拟大都采用集中质量模型，即结构的质量和转动惯量均集中在各节点上，荣峰（2003）、李忠献等（2005a；2005b）都做过相关的研究，而建立真实尺寸的三维有限元模型对核电厂结构进行抗震动力分析的研究还较少。
中国先进研究堆(CARR)-中国原子能科学研究院
中国先进研究堆（CARR）CARR工程2006年度进展赵铁军2006年CARR工程各项工作取得显著进展，土建工程总体完成，安装工作量完成大半，最终安全分析报告等重要文件编报送审，主泵、燃料元件等主要设备加工完成，调试文件正在准备。
本年度土建安装同时开展。
运行楼（03子项）、通风中心（05子项）继续进行安装工作，电气、照明、管道等系统及热室陆续安装完成，并进行精装修；主厂房（01子项）地下室和1层物理大厅的氦气、真空、中放、通风空调、电缆桥架等系统安装完成，2层主工艺厂房建筑层完成后，将换热器、各种泵安装就位，3层密封厂房进行穹顶预应力张拉和厂房密封施工，中子导管大厅（02子项）、辅助设施厂房（04子项）土建主体封顶，双曲冷却塔（07子项）施工完毕，安装即将完成，通风烟囱（06子项）在四季度安装就位；室外工程在四季度开始，为明年工程安装调试做好准备。
CARR调试运行准备与重要文件编制正在进行。
调试队逐步充实了各专业的技术人员，调试大纲编写完成，回路、仪控电、物理启动等项的调试文件正在陆续编制、审核中；在工程建造过程中，对土建、安装和设备加工方案进行了优化，做出了设计变更；装料前所需评审的调试阶段质保大纲、调试大纲、最终安全分析报告编写完成，上报核安全局开始评审。
CARR工程设备大部分均已加工完成或运抵现场。
在本年度对燃料元件、主泵、辐射防护系统、装卸料机等重要设备进行了评审验收；UPS蓄电池、热室等大部分设备已经运抵现场；堆本体第2批设备的加工是工程开展的关键因素之一，由于加工工艺复杂，涉及的制造厂家较多，协调难度大，成立专门技术小组负责处理加工中制造中的问题，并派驻现场监造人员，分别对上海一机床厂、有色院、西航、西北铝厂、原子能院实验工厂等承担的重水箱、导流箱、堆芯容器旋压件、垂直孔道、水平孔道等部件的加工进行认真监造，保证质量和进度的要求；控制棒驱动机构和安全棒在下半年开始加工，明年一季度验收；中子散射终端应用设备研制顺利，从匈牙利引进的冷中子导管和从德国引进的三轴、四圆谱仪正在执行中，完成高分辨粉末中子衍射谱仪的谱仪单色器和探测器的调研与询价工作，并与核技术所签订了单色器屏蔽的计算合同，应力、织构测量中子衍射谱仪机械主体部分配套的单色器和探测器也即将订货，冷中子源设备属于国内首次研制，目前方案正在深化和完善，为订货做好准备。
反应堆物理分析
������������
(因为微观截面是中子与一个靶核发生反应概率的一种度量，
而不是概率本身)
代入数据得������������2������ = 0.571 碰撞次数：ln(1000⁄1) ≃ 12.1 次
������������2������
第三章：
在某球形裸堆（R=0.5m）内中子通量密度分布为
−
5×1017Sin(6.2������) ������2
泄漏率−������������2������(������) = ������′(������) + ������''(������) = 1.26 × 1019 ������−2
������
总泄漏中子数∫4πR −������������2������(������) ������������ = 7.9 × 1019
反应堆堆芯中子通量密度分布更加平坦，所以有更高的平均输出功率；
33. 良好的反射层材料：������2������ ������2������ Be以及石墨；
34.
功率峰因子：������������
=
������max
1 ������
∫������
������(������)
������������
5) 中子通量密度不随时间变化；
29.
单能中子扩散方程：1 ������������(������,������)
������ ������������
=
������(������, ������)
+
������������2������(������, ������)
−
������������������(������, ������)
中国先进研究堆稳态自然循环能力分析
40℃ 池水温度条件下自然循环流量与 流体过冷沸腾裕度 Relationship between Mass Flow Rate and Margin of Sub-cooled Boiling under 40℃ Pool Water Condition
16
核动力工程
Vol. 28. No. 2. 2007
图5 Fig. 5
25℃ 池水温度条件下自然循环流量与 流体过冷沸腾裕度
Relationship between Mass Flow Rate and the Margin of Subcooled Boiling under 25℃ Pool Water Condition
图 7 1.2MW 功率下自然循环流量和热管最小 过冷沸腾裕度与池水温度关系图
Fig.7 Relationship between Mass Flow Rate and Margin of Sub-Cooled Boiling under 1.2MW Core Power Condition
图6 Fig. 换热模型的选择 对自然对流换热，采 用霍尔曼推荐使用的自然对流换热的关系式[6]； 小流量单相层流换热区(Re<2500)选用 Collier[6]公
式 ； 大 流 量 单 相 紊 流 换 热 区 (Re>2500) 选 用 Petukhov[6]关系式；过冷沸腾起始点的判定公式采 用 Bergles-Rohsenow[6]关系式。该关系式适用范围 广泛且相对保守；CHF 的计算采用 Sudo[7]关系式， 该关系式是 Sudo 基于矩形通道大量 qCHF 实验数 据而得到的适用广泛且相对保守的关系式，并为 日本 JRR-3M[8]设计所采用。 2.2.1.2 流动摩擦阻力计算模型 当流动为层流 时采用下式计算单相流动摩擦阻力系数
接口软件CITA-TOOL在中国先进研究堆堆物理分析中的应用
接口软件CITA-TOOL在中国先进研究堆堆物理分析中的应
用
王思广;柯国土;吕征;辛锋
【期刊名称】《原子能科学技术》
【年(卷),期】2002(036)002
【摘要】本工作针对中国先进研究堆(CARR)的堆工程需要,研制开发了CITA-TOOL接口管理软件.该软件的主要功能是:为国际通用的CITATION软件提供参数输入文件;对keff、中子注量、燃耗等的计算结果进行分析处理,并给出所需图表.【总页数】4页(P121-124)
【作者】王思广;柯国土;吕征;辛锋
【作者单位】中国原子能科学研究院,反应堆工程研究设计所,北京,102413;中国原子能科学研究院,反应堆工程研究设计所,北京,102413;中国原子能科学研究院,反应堆工程研究设计所,北京,102413;中国原子能科学研究院,反应堆工程研究设计所,北京,102413
【正文语种】中文
【中图分类】TP274
【相关文献】
1.国家大科学平台在先进工业领域中的应用——中国先进研究堆中子散射中心介绍[J],
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武梅梅;韩松柏;陈东风
3.中国先进研究堆中子束应用关键技术及若干科学问题立项报告 [J], 陈东风
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核 动 力 工 程Nuclear Power Engineering第27卷 第5 期 2 0 0 6 年10月V ol. 27. No.5 Oct. 2 0 0 6文章编号：0258-0926(2006)05-0019-05CARR 堆反应堆厂房土壤-结构相互作用与楼层反应谱分析荣 峰1，3，汪嘉春2，何树延2，董占发3（1. 天津大学，300072；2. 清华大学核能技术研究院，北京，100084；3. 核工业第四研究设计院，石家庄，050021）摘要：土壤-结构动力相互作用(SSI)分析及楼层反应谱(FRS)计算是中国先进研究堆(CARR)工程抗震设计的重要环节。
本文采用直接法，通过建立二维土壤-结构共同工作计算模型，并分3个方向进行地震动输入，考虑土壤-结构相互作用对反应堆厂房地震反应进行分析，计算出厂房基础部位和各楼层在不同工况下的地震反应及楼层反应谱。
关键词：反应堆厂房；地震反应；土壤-结构相互作用；计算模型；反应谱 中图分类号：TL35 文献标识码：A1 引 言对于非岩石地基土，结构物基础面的运动会受到土壤-结构动力相互作用的影响。
这种影响主要来自两个方面：地基土壤的能量辐射效应与结构物基础的散射效应[1]。
由于非岩石地基土与岩基在上述两方面的效应有显著差别，对结构反应无论在反应幅值或频谱特性方面均有重要的影响，因而，也对工程结构的抗震分析产生影响。
我国核电厂抗震设计规范中规定，对于地基土平均剪切波速不大于1100m/s 的地基，应计入土壤与结构的相互作用。
本工程上部结构刚度较大，地基持力层一定深度范围内土体剪切波速小于1100m/s ，因此，需考虑土壤-结构相互作用(SSI)对厂房结构地震反应的影响进行抗震分析。
本文采用直接法中的一步法(国内核电厂抗震分析多采用集中总参数法)，在进行土壤-结构耦合动力相互作用的分析时，同时得到结构的楼层反应谱。
分析时建立二维土壤-结构共同工作计算模型，分3个方向(两个水平方向和垂直方向)进行地震动输入分析，同时考虑了土体参数不确定性的影响，计算出厂房基础部位和楼层在不同计算工况下的地震反应，取包络结果作为下一阶段的计算输入。
把计算的结果经过包络、拓宽和平滑，最后得到厂房在不同楼层高度处符合核法规要求的设计楼层反应谱。
2 结构与参数2. 1 反应堆厂房结构概述CARR 堆反应堆厂房为多层钢筋混凝土结构物，地下一层，地上三层，平面呈矩形(36m×36m)，为核安全级、抗震Ⅰ类钢筋混凝土密封厂房。
反应堆堆本体座落在厂房中心部位堆水池中，圆形钢筋混凝土池壁同时也作为厂房内部结构各楼层的支承构件。
2.2 工程地质条件及土层参数CARR 堆址地基土呈层状分布，厂房基础座落在卵石层上。
本文采用堆址岩土工程详细勘察报告中提供的钻孔勘测与试验的结果。
土层的非线性本构关系确定：①通过现场土层剪切波速的测定，确定土层的最大剪切模量G max ；②通过室内动三轴试验确定剪应变与剪切模量比及阻尼比的关系(土层动力参数)。
试验测得卵石层土样的剪切模量比G /G max 、阻尼比D %与剪应变γ关系如图1所示。
由图中可以看出土壤的动力非线性本构关系。
2.3 地震动参数设计地震动参数采用厂址地震安全性评价及收稿日期：2005-10-26；修回日期：2006-06-06核动力工程V ol. 27. No. 5. 2006 20设计基准地震动参数确定时给出的人工时程的合成结果。
本文考虑土壤-结构动力相互作用分析非自由场地震动力响应与厂房结构的楼层谱，为此使用了人工地震动时程的计算成果。
计算时采用地基埋深12m处的自由场土层地震反应作为基岩面的地震动输入。
3 分析方法、计算机程序及遵循标准3.1 分析方法(1)考虑土壤-结构相互作用(SSI)对厂房结构地震反应的影响进行分析，计算出厂房基础部位和楼层在不同计算工况下的地震反应，取包络结果作为下一阶段的输入运动。
采用直接法中的一步法，即进行土壤-结构相互作用的动力分析时，同时得到了结构的楼层谱。
(2)建立二维计算模型，并分3个方向进行地震动输入分析，同时考虑土体参数不确定性的影响。
厂房结构质量、刚度基本对称，每个方向的楼层反应谱可根据该方向的地震反应直接确定。
把计算的结果经过包络、拓宽和再生成，最后得到厂房在不同楼层高度处的设计楼层反应谱。
根据设计楼层反应谱，拟合生成符合IEEE344要求的5%阻尼比时程，用于反应堆本体的动力分析。
3.2 计算机程序自由场计算、土壤-结构相互作用分析采用FLUSH程序，人工时程生成用GGM程序。
上部结构动力反应和内力用两步法分析，先用FLUSH 程序计算出基底等效地震动输入，然后采用Algor 及ANSYS程序进行下一阶段结构内力分析。
3.3 遵循标准主要参照的标准：GB50267-97《核电厂抗震设计规范》[2]；GB/T16702-1996《压水堆核电厂核岛机械设备设计规范》[3]；有关核安全法规及导则[4～8]；美国ASCE 4-86[9]；美国NRC SRP3.7.2[10]。
4 分析模型4.1 地基模型按ASCE 4-86标准要求，土体下边界至基础底面的距离应大于两倍基础宽度，或取土层下边界位于剪切波速大于1100m/s的岩层上。
我国核电厂抗震设计规范规定剪切波速大于700m/s即可作为基岩面。
根据工程地质、地震动有关参数，在自由场的计算中，为了与同址另一反应堆工程计算保持一致，土体下部刚性边界取至-15.5m、剪切波速大于700m/s的砂岩上。
地基模型为水平层状粘弹性-等效线性土壤模型，层状土壤的下卧层为刚性基面，土壤材料阻尼采用常滞回复阻尼描述，并以等效线性化方法考虑强震时在土壤中出现大剪切变形导致大的非线性效应。
土层用二维平面应变有限单元离散，在土壤切片平面内的两个表面上设置粘性边界，使垂直于切片方向的辐射波能由粘性边界吸收；土体模型的两端设置传递边界(The Transmitting Boundary)，以传递从结构发出的辐射波效应，从而起到模拟延伸土层的作用。
该模型是二维的(近似三维)，但其满足了三维地震相互作用高质量分析的主要要求。
土体单元的竖向尺寸取决于波长或剪切波速和选用的截止频率。
程序要求h≤·λ/5 =V s /(5f cut)。
式中，h为土体单元的竖向尺寸，m；λ为波长，m；V s为土体剪切波速，m／s；f cut为选取的截止频率，Hz(按ASCE4-86标准要求可取为25Hz)。
根据各土层剪切波速的不同，土体竖向共分31层(10×0.31m，1×0.4m，4×0.5m，15×0.62m，1×0.7m)。
土体单元的水平尺寸可取为高度的3～5倍，厂房基础底板尺寸为36m×36m，在每个方向排12列单元(ASCE4-86要求至少排8列单元)，单元宽度满足要求。
土体两侧边界采用人工传递边界模拟有限元范围以外的半无限粘性水平成层土壤系统的精确动力效应，为了满足非线性土壤参数迭代要求，程序建议传递边界设在边缘1～3个单元处，经试算后在结构边缘设置3列单元，再加传递边界。
整个土体采用18列、31层有限元模拟，计算分析的截止频率为34Hz。
计算中采用一组人工标定的土层进行分析，计算的条件与人工标定的土层的差别比较小。
图1 G/G max、D%与γ关系曲线Fig. 1 Curves of G/Gmax-γand D%-γ荣峰等：CARR堆反应堆厂房土壤-结构相互作用与楼层反应谱分析214.2 上部结构模型根据刚度、质量等效原理将三维结构计算模型等效简化为二维集中质量杆系模型，结构材料阻尼采用常滞回复阻尼描述。
该质量杆系模型中的每个质点集中质量包含了该层标高上所有设备的质量、楼板质量及该点上、下墙体各一半的质量。
模型中的梁刚度用Algor、NASTRAN程序以真实结构的三维模型得到。
结构的三维有限元模型是在不考虑土壤-结构相互作用的上部结构内力计算时建立的，结构采用8节点壳元进行分析。
建模时曾用三维体元对结构的主要墙体进行了模态对比分析，8节点壳元模型每阶振型固有频率比20节点体元略低，但数值非常接近，证明用8节点壳元进行模拟具有足够的精度。
梁刚度的计算方法：首先建立厂房的三维有限元模型，假定楼板是刚性的，在远离计算楼层处加一个力偶，依次求出弯曲变形和转角，导出刚度。
再用梁模型与三维有限元模型做模态分析比较，确定其刚度。
由于简化后的梁模型计算出的基频8.043Hz比三维模型计算的基频5.651Hz 大，其主要原因是三维模型不同点的位移是不一样的，影响了计算结果。
为了减少其影响，又用试算法对梁模型的参数进行了调整，使梁模型的基频为6.102Hz。
简化后的上部结构模型由8个结点、7个梁单元构成。
按自然楼层反应堆厂房弯曲刚度(X 向)、厂房各结点质量如图2所示。
4.3 土壤-结构共同工作模型土壤和结构共同工作模型见图2。
地下室空间用空单元模拟，按程序要求，空单元四周若无体单元或梁单元，则加设无质量、刚度很弱的“名义梁”来包围，以模拟土体和结构之间运动的相互传递。
在基础底板顶部加一无质量“刚性梁”以模拟SSI分析中刚性基础假设的前提。
X-Z向模型共614个节点，剖分为426个体元(土壤切片有一定厚度)，305个梁元，132个空元。
Y-Z向模型与X-Z向模型基本相同，只是质点梁弯曲刚度有所不同。
4.4 计算工况考虑运行安全地震动SL-1和极限安全地震动SL-2两个级别的地震工况；考虑两个水平向(东西X、南北Y)和一个竖直向(Z)3种不同的震动方图2 土壤-结构相互作用计算模型(X-Z向)Fig. 2 Calculation Model of Soil-StructureInteraction (X-Z Direction)式；考虑土壤参数的变异性分析，采用G、(1＋C r)G和1/(1+C r)G3种不同的土体剪切模量分别进行计算，其中取C r＝0.5。
综合上述因素，共需考虑18种不同的计算工况。
实际计算中仅计算了SL-2地震动的9种不同工况，SL-1的地震动取0.67倍的SL-2的地震动。
最终实际是3种不同工况的组合。
4.5 地震动输入直接采用基岩的3条人工加速度时程进行分析。
它是由一组3条时程的人工波组成，X、Y向波的峰值的理论值为0.214g(g为重力加速度，g=9.8m/s2)，实际为0.208g。
Z向波的理论峰值为0.143g，实际为0.13862g。
在使用时把实际值标定为理论值进行计算。
输入的3条人工加速度时程中X向输入波见图3。
4.6 土壤-结构相互作用分析结果以基岩运动加速度时程作为地震输入，分别图3 X向输入波Fig. 3 Input Wave in X-Direction核动力工程V ol. 27. No. 5. 2006 22按上述3种不同的工况组合，对土体-结构耦合体系进行考虑土壤和结构相互作用的动力分析，可计算得到结构上指定结点的绝对加速度时程、反应谱和最大加速度值。