基于功率密度谱的压水堆核电厂中子噪声特性研究

分析了压水堆核电厂中子噪声功率密度谱的计算方法,利用该方法以核电厂堆内构件振动监测系统长期的监测数据为基础,计算了中子噪声的功率密度谱,分别分析了百万千万级核电厂、不同功率核电厂和不同燃料周期核电厂中子噪声功率密度谱特性。结果表明,通过分析压水堆核电厂的中子噪声功率密度谱特性,能有效的认识压水堆核电厂堆内构件的振动行为,为压水堆核电厂堆内构件状态分析提供了基础。      

中子噪声在核反应堆吊篮振动监测中的应用研究

通过对临界装置堆芯吊篮激励振动引发中子噪声实验得到的功率谱密度(PSD)进行分析,证实了从中子噪声PSD中获得吊篮振动特性(各阶特征频率)是可行的,并给出了中子噪声探测器PSD幅度与吊篮振动幅度之间的比例因子(刻度因子)的计算方法.针对临界装置测量获得的中子噪声PSD和吊篮振动PSD,实际计算了对应吊篮各阶振型的刻度因子.本文证实,可以通过中子噪声分析,给出吊篮结构的振动频率和振动位移,证实了中子噪声在堆内构件振动监测领域的有效性.     

某核电厂吊篮梁型振幅偏大问题分析与诊断

通过对方家山、宁德核电机组多个燃料循环周期的堆外中子噪声信号进行分析,得出了吊篮梁型振动频率和幅度的特性。将此特性应用到其他核电机组,发现某核电机组吊篮梁型振幅偏大。对该机组吊篮梁型振动频率和幅度的变化趋势、频率的漂移量、幅度的增长率进行分析与诊断,判断吊篮并没有发生明显的支撑劣化情况,并给出了该机组可继续运行的条件。      

压水堆核电厂堆芯功率能力验证分析

介绍了压水堆核电厂换料堆芯功率能力验证分析的原理和方法。利用中子学计算程序对换料堆芯正常运行工况（一类工况或工况I）和中等频率事故工况（二类工况或工况II）中可能的堆芯功率分别进行模拟。从反应堆物理和热工水力学的角度论证反映一、二类工况堆芯安全性的线功率密度裕量和偏离泡核沸腾比（DNBR）裕量。从而验证一类工况反应堆运行区域和二类工况超漏、超功率保护限值。本文还给出了大亚湾核电站18个月换料堆芯功率能力验证分析的结果。     

运行核电厂堆芯吊篮壳型振动特性研究

反应堆堆芯吊篮的振动反映了吊篮及相关堆内构件的振动情况与设备稳定性，是评估反应堆安全运行的重要依据。本文采用中子噪声技术和信号时频域分析方法，重点研究了堆芯吊篮壳型振动特性，通过分析某核电厂特定机组近几年的监测数据，获得堆芯吊篮壳型振动模态参数的变化趋势。结果表明，在每个燃料周期内，吊篮壳型振动频率有逐渐变小趋势，每经历一次大修后，振动中心频率基本恢复至上一个燃料循环的初始振动频率处。研究结果有助于了解堆芯吊篮在多个燃料循环周期内壳型振动的特性和成因，为堆芯吊篮早期故障诊断奠定基础。      

基于反应堆噪声技术的零功率堆绝对功率测量系统设计

系统利用反应堆噪声分析技术测量零功率堆缓发临界状态下的堆动态参数和绝对功率.在靠近堆芯对称布置两个γ补偿电离室,电离室探测到的反应堆中子噪声信号经测量系统调理和采集后,运用LabVIEW平台开发的软件对噪声信号进行分析处理得到互谱密度,用非线性最小二乘法拟合得到动态参数,并由算法计算出零功率堆的绝对功率.经实地测量,动态参数和绝对功率与堆运行参数相吻合.     

核反应堆吊篮振动引发中子噪声的实验研究

利用临界装置,开展了吊篮振动引发中子噪声实验研究.在反应堆稳定运行工况下,采取随机信号、窄带扫频和单频3种激励方式激励吊篮振动.在最大激励力下,吊篮最大振幅21μm,主要振幅在3～10μm.对中子噪声频谱分析显示,本底中子噪声信号频谱幅度随频率近似呈指数衰减.对临界装置的吊篮,振动引发的中子噪声频谱主要分布在数十Hz以上,容易分辨.研究中采用了高通数字滤波技术,改善了对特征频率的观察和识别.随机力激励吊篮,激发出了吊篮和围板的低、中频振动引发的中子噪声特征谱;窄带扫频激励吊篮,在20Hz～70Hz范围的扫频窄带内,中子噪声频谱主要出现70Hz以上的特征谱线,在70Hz～110Hz范围内,主要出现低于扫频窄带频率的特征谱线,在110～180Hz范围内,主要出现125Hz左右的特征谱线,从180～190Hz起的窄带扫频中,只能激励125Hz左右的特征谱线;30Hz～150Hz频率范围内单频激励吊篮,主要出现几个特征谱峰.由此鉴别出吊篮振动模态频率为76.2、125.0、181、215、239.7Hz.     

在线监测压水堆堆芯功率分布的谐波展开法

压水堆堆芯的功率分布可由中子扩散方程的高阶谐波线性展开,结合中子探测器的读数,可实现反应堆堆芯功率分布的实时监测。监测精度由探测器的精度以及参考堆芯与反应堆真实状态的相似度共同决定。由于反应堆运行状态具有复杂性和多样性,本文提出通过模拟反应堆的各种运行状态,并计算其高阶谐波,建立具有代表性的反应堆状态谐波数据库,对反应堆的功率进行在线监测的方法。应用大亚湾核电站1号机组的测量数据对该方法的监测精度进行验证的结果表明,监测误差均在±3%以内,满足工程要求。     

基于压力容器振动信号分析的堆芯吊篮壳型振动特性研究

核反应堆堆芯吊篮的振动状态直接关系到堆芯的安全运行,但堆芯吊篮处于高温和强辐照环境下,无法直接在吊篮上布置传感器测量其振动。本文利用安装在压力容器上的加速度计间接监测吊篮的振动,通过对多核电机组压力容器振动信号相干谱、自功率谱和互功率谱进行分析,获得吊篮壳型振动频率和振幅,并将分析结果与秦山核电厂二期1号机组试验实测值进行比较,分析结果与试验结果相近。研究表明通过对压力容器振动信号的监测与分析,能够有效识别堆芯吊篮壳型振动特性,为吊篮状态评价提供基础。      

反应堆吊篮在正常和劣化支撑条件下的振动模态特性

反应堆正常运行时,吊篮组件受到冷却剂的作用而诱发振动,往往会造成吊篮及其支撑结构发生疲劳破坏或松动脱落,危及反应堆的安全。通过长期对运行中的反应堆吊篮振动特性的监测发现:随着反应堆的运行,吊篮的固有频率,特别是梁式频率会发生较大的变化,而常规吊篮模态的计算方法是无法模拟和预测该梁式频率的变化规律。针对该问题提出了在劣化支撑条件下吊篮结构模态分析的计算方法和力学模型,该方法准确模拟了不同的劣化状态下吊篮的约束边界。以国内某堆型的吊篮结构为研究对象,分别计算了在空气和静水中支撑条件劣化5%、10%、15%、20%、25%、30%、35%、40%时的振动模态,并与国外学者相关研究的试验结果进行对比,结果表明:本文提出的反应堆吊篮在劣化支撑条件下的振动模态计算方法与相关研究的试验结果趋势一致,吻合较好。因此,该计算模型是合理、可行的,能够满足工程计算分析的需求。     

反应堆吊篮结构梁型振动频率的计算方法

提出了一种反应堆吊筛结构在水中作梁型振动的分析方法,介绍了计算模型,端部弹性支承刚度、等的确定,最后得到了振动频率的计算公式。     

Hydrodynamic loading and response of reactor internals using 3D STEALTH/WHAMSE

A three-dimensional methodology was developed for realistically predicting fluid-structure interaction transient loads and the structural response of the rector vessel, core support barrel, and core during the subcooled portion of a hypothetical loss-of-coolant accident. As described in this paper, the methodology uses a hydrodynamics computer program, STEALTH 3D, coupled with a structural response program WHAMSE 3D, to calculate the hydrodynamic and structural behavior of two tests in the HDR blowdown program in Karlstein, Germany. The posttest calculation of one test and the pretest calculation of the other are compared with the experimental data from the two tests, and reasonably good agreement is observed. The methodology was then applied to the calculation of the structural response of simulated pressure vessel internals during a postulated LOCA of a PWR. The model was a modification of the model in one of the HDR calculations. The PWR/HDR model included a simplified core represented by an axially located center beam so that the configuration was more typical of a large PWR than was the HDR model. Results of the PWR/HDR calculation are compared with the HDR results. Transient response of the axially distributed beam core is also discussed.     

Interpretation of Müller-Klemm's Semi-Empirical Formula by Mason-Monchick Approximation for Thermal Diffusion Factor of Hydrogen Isotope Molecules

Comprehensive analysis on core support barrel (CSB) movements in the ULJIN Nuclear Plant is performed through noise and structural analysis techniques. Noise signals are taken from the lower channel outputs of ex-core instrumentation system during the full power reactor operation period. Then they are converted into auto-power spectral densities (APSDs) and coherence functions in the frequency range of 0–50 Hz to obtain the vibratory information of CSB movements.

From APSDs, the three different vibration peaks of CSB are detected around the frequencies of 8, 15 and 20 Hz, distinctly. These results are also agreed well with those obtained from the structural analysis by ANSYS version 4.3 computer program, which is the finite element method (FEM). Three different vibration mechanisms of CSB at each resonant peaks are identified as two types of the beam mode vibrations (vig., pendulum motion and torsional motion) and the shell mode vibration, respectively.     

基于实验数据的吊篮表面脉动压力分析

基于堆内构件缩比模型流致振动实验实测得到的吊篮表面脉动压力数据,分析了吊篮表面不同位置脉动压力功率谱密度的分布特征,并对脉动压力功率谱密度的相关性进行分析得到相关长度的特性。结果表明,吊篮表面的脉动压力功率谱密度随频率的增大快速减小然后趋于平缓,是一种频率成份十分丰富的宽带衰减谱,在吊篮同一高度区域的脉动压力功率谱密度基本相同,不同高度区域的脉动压力功率谱密度的能量差别较大;脉动压力功率谱密度的相关长度随频率递增而急剧减小然后趋于常值;吊篮流致振动响应对脉动压力功率谱密度的影响较小,将吊篮流致振动简化为弱耦合问题是合理的。      

台山EPR核电厂一回路16N比活度校核

16N是压水堆核电厂正常运行辐射屏蔽考虑的主要放射性核素之一.本文根据16N核子个数守恒,考虑辐照生成和衰变消耗,推导得到16N比活度计算模型,并通过校核台山核电厂1、2号机组初步安全分析报告中的16N比活度验证了计算模型的正确性.堆芯及下降段的快中子注量率,快中子能谱内的16O(n,p)16N反应微观截面平均值和一回...