賴士剛 孫立斌 張征明

（清華大學核能與新能源技術研究院 北京 100084）

石墨堆芯結構抗震研究

賴士剛 孫立斌 張征明

（清華大學核能與新能源技術研究院 北京 100084）

具有石墨堆芯結構的反應堆類型包括生產堆、石墨水冷反應堆、氣冷堆、高溫氣冷堆等。具有多體結構的石墨堆芯結構在地震激勵下表現(xiàn)出與一般土木結構、金屬焊接結構或螺栓連接結構所不同的特性。本文綜述了在反應堆發(fā)展的四個階段中，不同時期不同國家對石墨堆芯結構抗震的研究方法及成果。氣冷堆發(fā)展的初期，石墨結構的整體特性研究很少，尚不能滿足我們國家建造示范電站的需要。本文闡述了我國在設計、建造和運行HTR-10過程中關于石墨結構抗震的研究思路，并且介紹了HTR-PM項目研究進展以及今后將開展的側反射層相似理論模擬研究。

石墨堆芯，高溫氣冷堆，HTR-PM，抗震

由于石墨的熱中子吸收截面小，慢化比較大，所以石墨具有良好的慢化性能。石墨慢化劑被廣泛運用到生產堆、氣冷堆等諸多反應堆上。石墨堆芯結構通常是由榫-榫孔、鍵-鍵槽系統(tǒng)連接固定的多體結構。堆芯結構有高度的非線性，其動態(tài)結構是多體非線性受力的變形偶合體。石墨堆芯的非線性來自于：(1) 地震時堆芯構建的非彈性變形；(2) 銷榫結構的配合間隙在動載荷下表現(xiàn)有碰撞現(xiàn)象；(3)對于球床堆，堆內燃料球的相對滑動和碰撞也帶來了堆芯結構的非線性。由于系統(tǒng)的非線性，結構復雜，石墨堆芯抗震研究的主要內容是尋找合適的理論和獲取實驗數(shù)據(jù)。隨著氣冷堆技術發(fā)展，各國的研究者們花費大量的精力致力于石墨堆芯結構動態(tài)特性研究，包括模型計算和試驗研究。石墨堆芯抗震研究伴隨著氣冷堆的發(fā)展而深入開展，本文主要介紹氣冷堆發(fā)展過程中石墨堆芯抗震研究技術的變化，模型的改進，試驗的完善以及我國石墨結構抗震的研究成果，包括：單柱、雙層和1:1石墨磚模型的抗震預研情況。今后還將開展側反射層相似理論模擬研究，大比例側/頂/底反射層的抗震研究，為高溫氣冷堆國家重大專項的順利完成提供實驗和理論基礎。

1 各國石墨堆芯抗震研究發(fā)展

1.1氣冷堆發(fā)展技術路線

上世紀60?70年代，由于美國的限制，英法等國開始走自己的技術路線，因此氣冷堆應運而生。氣冷堆發(fā)展時間軸如圖1所示，其發(fā)展歷程可以大致分為四個階段：天然鈾石墨氣冷堆；改進型氣冷堆；高溫氣冷堆；模塊化高溫氣冷堆[1]。早期各國發(fā)展的氣冷堆都是生產堆，由于堆芯結構較為簡單、運行參數(shù)不高、主要為生產核武器原料和設計建設，此階段鮮有堆芯結構抗震方面研究的報道。

世界上第一座氣冷堆Calder Hall，于1953年開始在英國動土，并且于1956年并網(wǎng)發(fā)電。Calder Hall有四個美諾克斯(Magnox)反應堆，可以使用天然鈾作為燃料。建造該堆的主要目的生產钚元素，其次目的才是發(fā)電。在運行了47年后Calder Hall于2003年關閉[2]。這是一個生產堆，此階段的石墨結構抗震方面研究幾乎是空白。

之后氣冷堆一度是歐洲各國大力發(fā)展的堆型，由此發(fā)展了改進型氣冷堆(AGR)，進入氣冷堆發(fā)展第二階段。AGR仍然使用石墨作為慢化劑，二氧化碳作為冷卻劑，所不同的是放棄了美諾克斯燃料，而是使用2%的濃縮鈾[3]。1963年英國造出AGR原堆型，1976?1988年，運行的AGR共有14座。由于英國地區(qū)地震海嘯發(fā)生的情況極少，1580年到建堆的時候，英國最大的地震級是里氏5.75級[4]。因此，建設的核電站沒有特別考慮抗震設計。直到1976年希舍姆二期(Heysham II)引入抗震設計，英國才逐步完善核電站的抗震準則[5]，并進行了初步的抗震方面的研究。

另一方面，英國在1956年也開始研究高溫氣冷堆技術。1960年與西歐共同體合作開始建造熱功率為20 MW的試驗高溫氣冷堆“龍堆”(Dragon)。在此技術的基礎上，美國于1967年建成并運行了電功率為40 MW的桃花谷(Peach Bottom)高溫氣冷實驗堆。同時發(fā)展出棱柱型高溫氣冷堆，對這種堆芯結構進行了較為系統(tǒng)的實驗和模擬研究。德國選擇了不同于意美、日的球床式高溫氣冷堆于1967年建成了電功率為15 MW的球床高溫氣冷堆(AVR)，并發(fā)展了具有自己特色的球形燃料元件和球床高溫堆。由于球床的大阻尼特性，德國較為集中地實驗研究了球床的動力學特性及球床式高溫氣冷堆石墨堆芯結構的抗震特性[6]。

圖1 氣冷堆發(fā)展時間軸Fig.1 Timeline of gas-cooled reactor development (graph software: microsoft visio).

日本沿用美國的技術路線，上世紀90年代設計建造了VHTR，之后建設了HTTR試驗堆，由此進入模塊化高溫氣冷堆階段。日本進行了大量的抗震研究工作。實現(xiàn)了單柱、二維垂直，二維水平等模型試驗，用以驗證堆芯抗震性能。這些試驗方法值得我國研究者借鑒。

中國的石墨堆芯研究才剛剛起步，和美國和日本的棱柱堆芯不同，中國延續(xù)了德國的球床高溫氣冷堆的技術路線。在“863”計劃的支持下，清華大學核能與新能源技術研究院自行設計、自行建造、自行營運的中國第一座高溫氣冷實驗堆(HTR-10)于2003年1月實現(xiàn)臨界。同樣沿用了球床堆技術的南非PBMR進行了一些初步的抗震分析研究。由于PBMR于2009年9月宣布無限期推遲[7]，可以借鑒的資料很少，所以沒在圖1中將其標出，本文也不做過多介紹。

在高溫氣冷堆發(fā)展的前期，德、美、英等有關國家和研究機構對石墨材料和石墨結構已經(jīng)做了一定的實驗研究，并取得了使石墨用于高溫堆建造的初步成果。但對于石墨特性方面的研究還很不夠，對石墨結構的整體特性則研究的很少，對支承球床堆芯的石墨多體結構的抗震研究就更顯不足，因此尚不能完全滿足我們建造示范電站的需要。由于示范工程的建造，石墨堆內構件的研究必將進入一個新階段，在對動載荷的研究方面更加重視石墨堆內構件整體抗地震特性的研究。

1.2改進型氣冷堆(AGR)抗震研究

早期氣冷堆以生產堆為主，并非民用，運行參數(shù)不高，抗震研究基本空缺。而AGR技術的主導國家是英國，英國極少發(fā)生地震。因此在希舍姆二期(Heysham II)之前，反應堆的抗震準則并不做明確的要求[8]。

引入抗震研究的希舍姆二期使用了SSE和OBE基準?？拐鹪O計基于計算機程序FLUSH進行計算機模擬。兩個地震加速度譜來自1966年帕克菲德地震，加速度峰值0.25 g。為了考察堆芯能否承受SSE地震波，開發(fā)了具有500000個自由度的計算程序AGRCOR。主要研究問題是管道在地震下的工作情況和裝料裝置的夾緊設計[8]。

為了考慮堆芯石墨磚陣列的動態(tài)響應，又開發(fā)了AMP2D程序，對其動態(tài)性能進行驗證。AMP2D程序的接點輸入?yún)?shù)來自于大量的試驗。通過程序預測的響應和試驗結果的對比來驗證程序的準確性。在驗證堆芯抗震能力的時候，考慮了鍵與鍵槽同臨近石墨磚之間的沖擊載荷[9]。計算時使用的模型是理想化模型。組成堆芯的石墨磚被簡化為剛性物體，同時使用彈簧單元來表征磚之間的載荷傳遞和沖擊。輸入?yún)?shù)來源于試驗數(shù)據(jù)。同時，堆芯分析是高度非線性的，支撐鋼結構近似彈性[10]。

在2007年的第六屆歐洲LS-DYNA用戶會議上有人提出使用LS-DYNA軟件進行更為精確的模擬堆芯動態(tài)響應。但是對于模擬計算結果和試驗結果符合程度并沒有明確的說明[11]。LS-DYNA 有限元模型可以模擬每一塊石墨磚。磚和鍵之間的接觸使用非線性允許自由移動的彈簧阻尼器進行模擬。三維模型包括反應堆堆芯層和中子屏蔽層。由于堆芯是對稱的，所以在建模時只建立一半的堆芯。模型的計算模擬考慮了材料的輻照通量分布導致的材料物性變化。程序分析的樣例如圖2所示，LS-DYNA提供了速度場位移場的解，甚至模擬了動態(tài)載荷下傳感器測桿的撓曲變形。LS-DYNA 是通用顯式動力分析程序，能夠模擬真實世界的各種復雜問題，特別適合求解各種二維、三維非線性結構的高速碰撞、爆炸和金屬成型等非線性動力沖擊問題。用其來解決AGR抗震問題能提供更廣的思路，能夠提高精度。

圖2 LS-DYNA模擬AGR樣例 (a) 速度場；(b) 某層位移圖；(c) 傳感器測桿變形圖[11]Fig.2 Example results, contour plot of velocities(a), displacement contour plot at one layer(b) and deformed channel profile with sensor rod (bottom right)(c)[11].

在計算模型的支持下，布里斯托大學的Dihoru在2008年開展了石墨堆芯的抗震安全性試驗研究。試驗包括1:4比例的二維石墨模型振動臺試驗。試驗包含了多種工況和邊界條件，用正弦波和人工地震波加載，加速度峰值從0.01 g到2.00 g。試驗結果表明，在振動過程中石墨磚周圍會有一些松散的鍵從鍵槽跳出，在較大的情況下，鍵的脫離會使得石墨磚陣列瓦解。試驗證明了邊界條件會對石墨磚的動力學特性有較大的影響[12]。

1.3高溫氣冷堆(HTR)抗震研究

高溫氣冷堆是改進型氣冷堆的進一步發(fā)展。由于CO2氣體與元件包殼材料不銹鋼化學相容性的限制，改進型氣冷堆出口CO2溫度也受限制，不能超過690°C。高溫氣冷堆采用化學惰性和熱工性能好的氦氣為冷卻劑，以全陶瓷型包覆顆粒為燃料元件，用耐高溫的石墨作為慢化劑和堆芯結構材料，使堆芯出口氦氣溫度可達到950°C甚至更高。

上世紀60年代到90年代是高溫氣冷堆百花齊放的時代。德國也于1967年建成了電功率為15MW的球床高溫氣冷堆(AVR)，并發(fā)展了具有自己特色的球形燃料元件和球床高溫堆。這三座實驗堆的成功運行，證明了高溫氣冷堆在技術上是可行的。接著高溫氣冷堆進入了原型堆電站的階段，美國與德國于1968年和1971年先后開始建造圣·符倫堡(Fort Stvrain)高溫堆電站和釷高溫球床堆THTR-300，分別于1976年和1985年并網(wǎng)運行。至此高溫氣冷堆在設計、燃料和材料的發(fā)展、建造和運行方面都積累了成功的經(jīng)驗，開始進入發(fā)電和工業(yè)應用的商用化階段。

隨著商業(yè)化加深，對反應堆的安全性有了更高的要求。在這樣的背景下，各國開始重視反應堆的抗震研究，進行了一系列模擬計算并試驗驗證。德國針對其獨特的球床反應堆進行了一些很有借鑒意義的數(shù)值模擬和試驗研究。

和英國的AGR有所不同的是，德國有大量的試驗結果來支撐數(shù)值模擬計算得到的結果。德國球床堆堆芯結構如圖3所示[13]。反應堆堆芯由側反射層、底反射層、頂反射層以及球床燃料元件組成。球床堆堆芯的結構是多體、高度非線性受力變形的偶合體。試驗中安裝環(huán)形彈簧用于固定堆芯結構，在保證堆芯能夠承受熱膨脹的情況下，彈簧要求有足夠的剛度。多種試驗試樣在于利希(Jülich)的HRB振動臺上進行了試驗，并取得大量數(shù)據(jù)[14]。

圖3 HTR球床堆結構圖[14]Fig.3 Sketch of pebble-bed HTR[14].

試驗對球床堆芯、頂反射層和附加預緊力的側反射層的二維或三維模型分別進行抗震試驗。球床堆芯的模型比例為1:6。試驗結果表明，球床堆芯在地震激勵下能夠承受一定的擠壓，動態(tài)放大系數(shù)被嚴格的限制，沒有過度共振的現(xiàn)象出現(xiàn)。由于各向異性的石墨磚之間摩擦較大，阻尼比大于15%。即使在較高的加速度激勵下，球床表面的燃料球沒有出現(xiàn)晃動。表明球床特性不像液體，這結論說明將球床近似成液體的模型是不準確的。二維頂反射層模型為32塊懸掛磚，比例1:2。在高加速度激勵下，頂反射層的震動特性近似于單體的震動（集總效應）。側反射層的試驗包括：1:3二維單層環(huán)型；1:6三維多層柱狀；1:6堆芯全模型（包括其他組件）。如圖4所示。整體堆芯試驗中還在部分石墨球中布置了加速度傳感器，用于研究單個石墨球動態(tài)特性。如圖5所示。

圖4 側反試驗：二維單層環(huán)型(a)和三維多層柱狀(b)[15]Fig.4 Test of side reflection: 2-D-ring model(a) and 3-D-cylindrical model(b)[15].

圖5 球內加速度傳感器Fig.5 Acceleration transducer in pebble.

試驗結果經(jīng)過計算機程序CRUNCH 1D和CRUNCH 2D的驗證。CRUNCH程序中將堆芯簡化成連續(xù)體模型，有限元單元使用了等價參數(shù)的彈性單元，模型如圖6所示[16]。考慮到當時的計算機計算能力有限，如果全考慮非線性效應的話，石墨球床堆芯的動態(tài)分析將會非常復雜。早期的離散單元法(Cundall et al, 1982)，對每個球獨立建模，加上適當?shù)慕佑|條件，這樣建模計算量龐大，在當時的條件下是不可行的。因此，需要提出等價連續(xù)體假設，將顆粒狀的石墨球假設為土壤，使用通用的基本參數(shù)描述[17]。假設介質的拉梅常數(shù)是體積應力的函數(shù)?；诖思僭O設置了計算單元的特性。計算結果和試驗具有較好的吻合[17]。

圖6 堆芯連續(xù)體模型Fig.6 Continuum model of reactor core.

大量實驗和分析研究證實了HTR堆芯結構在地震激勵下的穩(wěn)定性和安全性。放射狀彈簧組抗震效果明顯。由于局部摩擦和滑移過程，系統(tǒng)尤其是球床在接觸點上有很高的能量耗散。隨著實驗累積，計算方法的改進，定量描述HTR堆芯結構的安全性成為可能。

美國的高溫氣冷堆和德國技術路線不同的是采用棱柱式氣冷堆。美國也對其圣·符倫堡核電站反應堆堆芯進行大量的研究?；谙嗨评碚摚逅拱⒗箛覍嶒炇姨岢鰧s小的模型進行棱柱氣冷堆的抗震試驗。試驗中將六棱柱的石墨塊簡化為正方體，作為試驗中的基本單元，并對一維單塊/單列石墨塊；二維組合體石墨塊進行地震激勵。試驗裝置如圖7所示[19]。試驗結果表明，榫于榫孔的間隙和石墨磚于側壁的間隙大小都能對激勵響應的大小和分布有很大的影響。構造縮小模型試驗能夠對堆芯地震激勵響應給出合理的預測。模型適當?shù)臏p小能讓試驗在有限的試驗條件下得到準確的結果。

圖7 縮小模型試驗裝置示意圖(a) 一維單塊；(b) 二維組合體[18]Fig.7 Sketch of scaled model: 1-D test block(a) and 2-D assembly fixture(b)[18].

論證了縮小模型的可行性之后，通用原子能公司的研究機構設計并實施了一系列細致的縮小堆芯模型振動試驗，縮小比例為1:5[19]。試驗內容包括：(1) 水平兩個垂直方向分別單軸激勵試驗，加速度達到1.5 g；(2) 正弦時程激勵；(3) 阻尼和共振測試；(4) 橫向約束彈簧的振動，包括硬彈簧和軟彈簧。

試驗發(fā)現(xiàn)0.5 g的激勵下，共振頻率只有4 Hz，而且固有頻率主要取決于石墨磚之間的間隙。與球床堆得到的結果類似的是，棱柱堆阻尼表現(xiàn)出粘滯阻尼特性，而且阻尼比在30%以上。堆芯響應曲線表現(xiàn)出明顯的非線性彈簧硬化特性，這取決于堆芯間隙和堆芯的集總效應。試驗中還使用CRUCH數(shù)值計算分析預測試驗結果。試驗表明，CRUCH很好地預測了堆芯動態(tài)響應的結果。

由于棱柱石墨堆芯由8000多塊石墨堆砌而成，而CRUCH 2D在當時通用原子能公司(GA)的計算機UNIVAC 1100/82上最多只能計算600塊石墨磚的動態(tài)特性。為了提高計算能力和減少花費的時間，通用原子能公司開發(fā)出了一套使用處理器陣列的并行運算方法，使得計算成為可能，而且花費的時間和費用都大大減少[20]。

1.4模塊式高溫氣冷堆抗震

繼承了美國棱柱型高溫氣冷堆的技術路線，日本提出自己的第四代模塊式高溫氣冷堆概念——VHTR(Very High-Temperature Reactor)。由于日本是地震多發(fā)的國家，國內建筑設計有大量的抗震經(jīng)驗積累。所以研究人員對VHTR有較為全面細致的研究。

日本原子能研究所從1976年開始設計VHTR，基于相似理論，針對其堆型設計了1:2的模型抗震試驗，并制定了堆芯抗震模型的試驗計劃，如圖8所示。計劃試驗內容包括：兩塊石墨磚擺動碰撞試驗；單柱堆塊抗震試驗；單區(qū)堆芯（7柱）抗震試驗；二維垂直堆芯抗震實驗；二維水平堆芯抗震實驗。試驗研究了堆芯模型的恢復系數(shù)和沖擊持續(xù)時間，獲得石墨晃動和沖擊的特性曲線，還研究了堆芯的縱向位移以及側反沖擊力和榫上的應力。

圖8 日本堆芯抗震試驗計劃[21]Fig.8 Seismic experiment plan on reactor core of Japan[21].

試驗過程中研究人員發(fā)現(xiàn)了石墨柱有軟化-硬化特性。石墨柱撓度和激勵頻率的關系如圖9所示。隨著激勵振幅的增大，撓度曲線迅速向低頻移動，這稱為軟化特性。圖10邊界最大沖擊力隨著激勵波形的頻率提高而增加，到達某個頻率點時達到最高值，隨后便隨著頻率提高而顯著削減。提高激勵的加速度值，使得最大沖擊力曲線往高頻方向移動。這稱為響應硬化特性。研究人員還發(fā)現(xiàn)堆芯位移、沖擊力以及銷力特性同氣體壓差、固定側反支撐的剛度以及石墨柱頂部間隙有關。

圖9 石墨柱撓度特性Fig.9 Deflection characteristic of graphite colum.

圖10 不同加速度和頻率的激勵下邊界支反力[21]Fig.10 Reaction force in different acceleration and frequency[21].

在數(shù)值模擬方面，日本的研究人員開發(fā)了PRELUDE并對二維垂直和水平模型的抗震試驗進行模擬。PRELUDE模型把石墨塊簡化到一個自由度，將榫力和沖擊力簡化為線性彈簧阻尼器結構。該計算程序經(jīng)濟性好，廣泛用于設計評估。同時，開發(fā)了SONATINA，用于處理單區(qū)堆芯（7柱）抗震試驗中磚的運動[22]。程序能計算位移、沖擊力和榫應力。沖擊力等效成彈簧阻尼模型。對于堆芯三維抗震研究，日本的研究者還開發(fā)了FINALE用于計算控制棒和石墨柱之間的相互作用。模擬使用的程序得到大量的實驗驗證，模擬程序可用于堆芯行為的綜合性研究[23]。

2 我國高溫氣冷堆抗震研究

上個世紀80年代中期，我國開始了10 MW高溫氣冷堆實驗堆(HTR-10)的研究和開發(fā)，對于氣冷堆的抗震研究還處于起步階段。承擔10 MW高溫氣冷堆實驗堆的研究和開發(fā)任務的主要單位是清華大學核研院。核研院通過榫銷受力分析模型、翼板受力分析模型將石墨和碳結構簡化為多層結構，同時結合工程經(jīng)驗對輸入載荷的大小與分布做了假設，加入石墨的材料特性進行了等效靜力學計算分析，計算結果表明榫銷間的應力裕度足夠安全，能夠保證堆芯結構的完整性。

相對HTR-10而言，高溫氣冷堆示范電站(HTR-PM)有更大的高徑比，這意味著對抗震性能提出了更高的要求。2011年核研院分別進行了1:1石墨磚的單柱支架和1:2石墨磚雙層模擬試驗，并于2012年7月實現(xiàn)了相似理論模型的抗震試驗。

石墨磚的單柱支架模擬試驗中，提取球床堆側反射層的一維豎直堆芯結構，建立石墨磚單柱模型進行振動臺試驗。石墨磚單柱結構是堆內最基本的組成模式之一，通過振動臺試驗可以得到石墨柱在模擬地震條件下的動力學響應以及不同高度石墨磚的碰撞響應特性。

模型所用的石墨磚簡化成長方體，尺寸和重量與實際堆用的石墨磚近似為1:1 比例；石墨榫為圓柱體,與榫孔的徑向間隙為0.3 mm。為滿足試驗研究需要，單柱模型設計為20層。周圍有支架支撐用以模擬邊界條件。依據(jù)邊界約束條件的不同，設計四種工況。每種工況設有白噪聲和地震激勵。研究其非線性動力學響應，并論證設計的安全性。石墨磚雙層模型試驗也分四種工況，提供四種邊界條件。對模型施加白噪聲和地震激勵，研究其固有頻率，振型等參數(shù)。白噪聲激勵下單柱一階振型如圖11所示。試驗中在部分石墨磚和鍵榫的表面貼上應變膠片，用于直觀觀察構件上的應力場[24]。

為了進一步擴展抗震試驗研究，清華核研院還開展了雙層石墨堆芯模型的動態(tài)特性研究。模型比例為1:2，模型的CAD圖和實物圖如圖12所示。雙層模型用于模擬高溫氣冷堆中側反射層在地震下的動態(tài)行為。該模型忽略了球床堆內的石墨球，忽略了堆芯外圍金屬筒的支撐，忽略石墨磚上的控制棒通道。試驗中調整石墨磚之間的不同間隙用于模擬石墨堆芯使用初期，中期，壽期末期以及帶靜載荷的壽期末期[25]。

兩次試驗結果表明，石墨多體結構具有明顯的非線性特征，沒有固定的自振頻率，單柱模型的基頻低于5 Hz，阻尼比在6%–16%。單柱和雙層試驗中結構的完整性基本能夠得到保持，同時驗證了相似理論的可行性，為今后進一步的相似理論試驗研究打下基礎。

圖11 白噪聲下單柱一階振型[24](a) X向一階振型；(b) Y向一階振型Fig.11 First mode shape of single-column in white noise[24]. (a) first order vibration mode of X-axis; (b) first order vibration mode of Y-axis

圖12 雙層模型CAD圖(a)和實物圖(b)[25]Fig.12 Double-layer model: CAD model(a) and photo of the model(b)[25].

3 結語

隨著氣冷堆技術的不斷發(fā)展革新，反應堆的抗震要求也越來越高，人們越來越重視反應堆的抗震研究。對于抗震安全認識，設計者從不考慮抗震到指定相關抗震法規(guī)標準，抗震分析逐步規(guī)范化。數(shù)值模擬分析方面，由通用分析軟件FLUSH到有針對性的AGRCOR，再到廣泛應用的CRUNCH，計算越來越精準，試驗研究也越來越細致。

雖然氣冷堆抗震研究還有諸多問題沒有解決，相信隨著計算機計算能力的提高，試驗經(jīng)驗的積累，人們能夠實現(xiàn)讓具有石墨堆芯的反應堆有良好抗震性能、更好的經(jīng)濟性而且對環(huán)境更友好。

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Seismic research on graphite reactor core

LAI Shigang SUN Libin ZHANG Zhengming
(Institute of Nuclear and New Energy Technology, Beijing 100084, China)

Background: Reactors with graphite core structure include production reactor, water-cooled graphite reactor, gas-cooled reactor, high-temperature gas-cooled reactor and so on. Multi-body graphite core structure has nonlinear response under seismic excitation, which is different from the response of general civil structure, metal connection structure or bolted structure. Purpose: In order to provide references for the designing and construction of HTR-PM. This paper reviews the history of reactor seismic research evaluation from certain countries, and summarizes the research methods and research results. Methods: By comparing the methods adopted in different gas-cooled reactor cores, inspiration for our own HTR seismic research was achieved. Results & Conclusions: In this paper, the research ideas of graphite core seismic during the process of designing, constructing and operating HTR-10 are expounded. Also the project progress of HTR-PM and the research on side reflection with the theory of similarity is introduced.

Graphite core, HTGR, HTR-PM, Seismic research

TL371

10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040604

賴士剛，男，1988年出生，2007年畢業(yè)于清華大學，現(xiàn)為清華大學核能與新能源技術研究院博士研究生，核科學與技術專業(yè)

2012-10-31，

2012-11-30

CLC TL371