秦山核电厂反应堆整体模型水力试验

应用相似原理,根据工程需要,采用1:5比例设计整体水力模型。对堆芯与上腔室几何形状,经过工程分析,考虑欧拉准则Eu与雷诺准则Re关系,在Re数等于自模Re数时(模型Re取10~5,足够保证自模),可使模型的欧拉数(阻力系数)与原型的相等。堆芯由模拟燃料组件组成以模拟原型的阻力系数,这些组件由具有同心流动通道的正方形横截面的铝棒制造。模拟燃料组件的个数、排列方式与原型相同,使流量分布数据有一一对应关系。所有模拟燃料组件在整体水力试验之前,逐个按阻力系数相等于原型的阻力系数进行标定。对工程设计的两块实心比为0.438和0.7的流量分配板进行了试验,测量了堆芯流量分布并归并成归一化流量分布,还测量了从反应堆进口,经堆芯到上腔室出口的模型各部分阻力系数。通过试验分析和比较,选择实心比为0.7的流量分配板,其堆芯流量分布对应的下腔室流量分配分因子为1.05,和工程取值一致,也和国外数据相符,它可用于秦山核电厂反应堆设计。     

秦山核电厂反应堆整体模型水力试验

本文介绍了反应堆整体模型水力试验原理和试验结果,并对两块实心比为0.438和0.7的流量分配板的试验结果作了分析。试验证明,实心比0.7的流量分配板的试验数据比较均匀,可以应用于秦山核电厂反应堆设计。     

反应堆吊篮水流振动研究和分析

应用流-固耦合理论推导相似准则和模型设计。在反应堆1:10模型上进行了堆芯吊篮结构的空气和静水中模态分析试验,获得动态特性。在反应堆1:5水力回路上进行吊篮水力振动试 验,测得了流体对吊篮表面脉动压力、加速度、应变等信号与流量关系。经信号处理后获得了流体载荷谱及各种响应参数。在这两个试验基础上对流-固耦合与流致振动定量分析,导出吊篮水流振动理论计算方程。计算了秦山核电厂300MW的吊篮水流振动的响应,结果与试验相符合。试验分析结果表明吊篮水流振动在寿期内是安全的。     

狭窄环管流道摩阻系数的测定

一、引言流体流过环管流道内的阻力规律,早已有不少人进行过试验研究,如戴维斯(Davis),罗斯福(Rothfus)等人,努森(Knudsen)和卡茨(Katz),斯坦(Stein)等都曾给出过环管(包括偏心环管)流道内摩阻系数和雷诺数的关系曲线。     

反应堆控制棒导向管环形缝隙内漏流量的实验测定及其研究

从研究流量测试的特点着手,对流经电功率为30万千瓦的压水堆核电站反应堆控制棒导向管环形缝隙内的漏流量进行了实验测定。为验证该反应堆现有燃料组件在导向管上的开孔尺寸提供了可靠的实验数据。     

反应堆吊篮水流振动研究和分析

应用流-固耦合理论推导相似准则和模型设计。在反应堆1:10模型上进行了吊篮结构的空气和静水中模态分析试验,获得动态特性。在反应堆1:5水力回路上进行吊篮水力振动试验,测得了流体对吊篮表面脉动压力、加速度、应变等信号与流量关系。经信号处理后获得了流体载荷谱及各种响应参数。在这两个试验基础上对流-固耦合与流致振动定量分析,导出吊篮水流振动理论计算方程。计算了秦山核电厂300MW的吊篮水流振动的响应与试验相符合。试验分析结果表明吊篮水流振动在寿期内是安全的。