秦山核电二期工程控制棒导向组件动态特性试验研究

为了获得秦山核电二期工程控制棒导向组件在空气和静水中各阶模态固有频率、振型、阻尼比,并为控制驱动线抗震试验和结构动力分析(地震响应计算)提供可靠的固有特性参数,对控制棒导向组件样机(11)进行了动态特性试验.本文介绍了本试验所采用的先进测量系统以及试验方法和结果.     

套管型燃料组件动态特性研究

采用试验结合数值分析的方法对套管型燃料组件在不同安装边界条件下的动态特性进行研究。首先采用有限元分析方法对燃料组件的固有频率进行理论预估,计算结果可为动态特性试验参数的设置及模态参数的辨识提供参考;试验以敲击法为主,单点激励,多点拾振,通过对试验数据的多方法拟合,获得燃料组件的固有频率、振型等参数。试验结果与数值分析结果吻合较好。     

堆芯下腔室导流围筒对流场影响的数值研究

以国产百万千瓦级压水堆核电厂(CNP1000)的反应堆整体水力实验模型为对象,以实验工况为边界条件,开展堆芯下腔室导流围筒对流场影响的数值计算研究。使用计算流体力学(CFD)方法,通过堆芯流场验证计算和下腔室导流围筒多种孔径的流场计算分析,获得详细的堆芯内部流场流速与压力的分布情况,确定下腔室导流围筒对燃料组件入口流量分配、堆芯入口压力分布以及堆芯下腔室交混特性的影响,为堆芯内部结构的优化设计提供依据。     

蒸汽发生器传热管动态特性研究

蒸汽发生器(SG)传热管束受二次侧横向流动流体的激励而产生的振动,是引起SG传热管失效的主要原因之一,传热管的固有频率和振型是进行流致振动响应分析评价的关键因素。采用理论分析与试验相结合的方式对ZH-65型SG的传热管开展动态特性研究,获得了传热管的固有频率和振型。试验值和计算值的相对偏差在8%以内。     

压水堆燃料组件附加质量仿真研究

为了准确探究反应堆冷却剂与燃料组件间存在流固耦合行为对燃料组件振动特性的影响,本文采用计算流体动力学（CFD）软件Fluent平台,运用其中的动态网格技术,以压水堆燃料组件为研究对象,通过建立燃料组件模拟棒束、堆芯围板以及冷却剂模型,实现燃料组件与堆芯围板分别单独运动工况的燃料组件附加质量计算。结果显示：燃料组件运动工况下,燃料组件附加质量系数均值为2.4712;围板运动工况下,燃料组件附加质量系数均值为–3.4713,均与文献值偏差小于5%。叠加附加质量后,燃料组件振动频率计算值与水中振动试验测试结果偏差小于5%,验证了分析方法的合理性。本研究建立的仿真计算方法能够用于压水堆燃料组件附加质量计算。     

堆芯燃料组件流阻特性模块式与整体式三维数值模拟方案比较

组件的阻力特性影响堆芯不同类型组件的流量分配,对堆芯的设计起到至关重要的影响。为提高验证堆芯燃料组件特性的求解精度及效率,本文针对燃料区6类燃料组件中的两类进行模块式及整体式三维数值模拟,获得了两类组件的流阻特性,并用相同条件下的全组件试验结果进行了对比。结果表明：推广至堆芯所有燃料组件流阻特性预测,模块式所需计算时间约为整体式的1/6,但整体式三维数值模拟所得压降与试验结果吻合度高,误差较模块式小。最后深入研究了流速及温度变化对流阻特性的影响。该研究为后续各类组件的流阻特性研究方法选取提供技术支持。     

中国实验快堆辐照容器组件流致振动实验

在水力实验台架上利用DASP-V10振动测量系统对中国实验快堆结构材料辐照容器组件进行流致振动实验。通过实验,得到组件前5阶固有振动特性(固有频率、振型)及额定流量工况(0.6m3/h)和120%额定流量工况下组件的振动响应及动态应变响应。实验以固有振动特性测量结果来指导开展组件在运行工况下的流致振动实验,并根据得到的流致振动结果结合组件固有振动特性从振动力学原理上阐述了辐照容器组件共振现象的产生及其对组件运行的影响。     

基于SIMO的燃料组件模态试验研究

燃料组件的结构模态频率和振型反映了其自身结构的固有特性,其结构的损坏会降低燃料组件工作的可靠性,是出现工程事故的主要原因之一。利用单点激振多点输出(SIMO)试验模态方法,并基于LMS模态分析软件,对某型号燃料组件进行了锤击法模态试验。以单激振力为输入信号,多个加速度传感器的加速度信号为输出响应,获得了该燃料组件的各阶模态参数和振型。     

堆芯燃料组件流阻特性模块式与整体式三维数值模拟方案比较

组件的阻力特性影响堆芯不同类型组件的流量分配,对堆芯的设计起到至关重要的影响。为提高验证堆芯燃料组件特性的求解精度及效率,本文针对燃料区6类燃料组件中的两类进行模块式及整体式三维数值模拟,获得了两类组件的流阻特性,并用相同条件下的全组件试验结果进行了对比。结果表明:推广至堆芯所有燃料组件流阻特性预测,模块式所需计算时间约为整体式的1/6,但整体式三维数值模拟所得压降与试验结果吻合度高,误差较模块式小。最后深入研究了流速及温度变化对流阻特性的影响。该研究为后续各类组件的流阻特性研究方法选取提供技术支持。     

秦山核电二期工程反应堆二次支承组件振动特性现场测试

核反应堆运行时,二次支承组件将长期承受巨大的横向流体冲击力,为确保其可靠性,开展了秦山核电二期工程反应堆二次支承组件在空气中的振动特性现场测量,获得二次支承组件的振动频率、振型和阻尼比,为安全评审提供了依据,并为后续的流致振动分析提供输入数据.     

奥斯卡港1号机组重新启动

【美国《核子周刊》 1998年 11月 12日刊报道】　瑞典的奥斯卡港 1号机组在停堆维修和更换了一个堆芯围筒后于 1998年 11月 9日重新启动 ,比计划推迟了 4个月。这台 44 0 MW的 BWR已停役 6个多月。堆芯围筒的更换和其它维修工作都远比预期的要慢。由通用电气公司进行的堆芯围筒切除工作所用时间比计划的要长 ,这说明将原来的部件重新安装在新的围筒和围筒盖上要比想象的困难得多。ABB原子公司负责围筒的更换工作 ,这是继更换东京电力公司福岛 - 3号机组焊接的围筒工作之后的第2次围筒更换工作 ,福岛 - 3号机组在经 15个月的停堆维修后…     

HTR-PM侧反射层结构相似模型抗震试验与分析

采用石墨键榫系统连接固定的HTR-PM堆芯在地震下表现出非线性特征。为研究HTR-PM堆芯的非线性响应,清华大学核能与新能源技术研究院开展了堆芯侧反射层结构的1∶3相似模型抗震试验。试验模型由石墨砖、碳砖、石墨圆榫、方键和燕尾键组成。试验分下筒无球、下筒有球和全模型有球3种工况。每种工况分别施加白噪声、OBE、SSE等多种载荷。通过试验获得了侧反射层模型的模态、加速度动态响应、位移动态响应等结果。试验加载符合安全标准,堆内构件在地震载荷下的完整性得到验证。     

六边形组件流致振动响应数值分析

工程堆用六边形组件受到冷却剂的作用会发生流致振动,采用数值分析方法对六边形组件的振动特性和流致振动响应进行分析研究,通过数值仿真计算了六边形组件在空气中和静水中的一阶固有频率及相应振型,并结合试验结果运用流致振动响应计算方法研究了流体力作用下结构的动力响应,获得了响应的最大应变值。计算结果和试验结果精度在同量级,验证了本文数值分析方法在六边形组件流致振动响应研究的可行性。     

石墨堆芯结构在地震激励下动态响应的数值模拟

模块化高温气冷堆（HTR-PM）石墨堆芯结构是多体结构,其动态特性研究是复杂的非线性问题。国内外开展了一系列研究,未能较好解决。为了分析该非线性结构的动态特性,本文介绍一种数值模型,将石墨砖和碳砖简化为质点,各部件的接触简化为连接器单元,通过碰撞试验拟合获取连接器参数。数值模型计算的位移基本同1∶1双层四砖石墨组件试验位移时程结果吻合。分析证明,模型对参数不敏感,计算结果准确高效。因此,可将此模型用于石墨堆芯结构的位移分析。     

中国工程试验堆堆芯入口流量分配特性实验研究

堆芯入口流量分配研究是新型反应堆设计过程中一项重要的工程验证实验,其结果能为反应堆的热工水力及安全分析提供数据支撑。本文针对中国工程试验堆(CENTER),采用缩比模型开展了堆芯入口流量分配特性实验研究,在不同工况下获得了模拟燃料组件、铍/铝组件、钴靶组件及控制棒导向管内的流量分配因子。实验结果表明:在本文研究的工况范围中,堆芯中大部分冷却剂流过模拟燃料组件,同类型模拟组件间的流量分配较均匀,最大流量相对偏差在±4%以内。实验入口总流量对流量分配特性几乎没有影响。     

堆芯流量变化对压力容器水位测量影响分析

CPR1000核电厂在每次换料大修期间需执行CCMS(Core Cooling and Monitoring System)校验试验,以获得计算压力容器水位L_(VSL)所需的堆芯动态压头损失系数,完成该试验耗时较长。论文依据调试和换料大修期间一回路冷却剂流量的变化情况评估堆芯动态压头损失系数的变化,并定量评价对L_(VSL)测量的影响。分析结果表明,在回路水力特性未发生明显变化的情形下,对L_(VSL)测量引入的误差很小。建议在L_(VSL)测量不确定度评定时引入堆芯动态压头损失变化的影响,在换料大修时校验流量变化对堆芯动态压头损失的影响是否在允许范围之内,可简化CCMS校验试验,提升机组的经济性。     

中国工程试验堆堆芯入口流量分配特性实验研究

堆芯入口流量分配研究是新型反应堆设计过程中一项重要的工程验证实验,其结果能为反应堆的热工水力及安全分析提供数据支撑。本文针对中国工程试验堆（CENTER）,采用缩比模型开展了堆芯入口流量分配特性实验研究,在不同工况下获得了模拟燃料组件、铍/铝组件、钴靶组件及控制棒导向管内的流量分配因子。实验结果表明：在本文研究的工况范围中,堆芯中大部分冷却剂流过模拟燃料组件,同类型模拟组件间的流量分配较均匀,最大流量相对偏差在±4%以内。实验入口总流量对流量分配特性几乎没有影响。     

瑞士试验用氢作堆芯围筒的缓蚀剂

【美国《核子周刊》1995年11月2日报道】瑞士米勒贝格核电站将氢注入供给水,以试验其防止发生堆芯围筒裂纹的有效性。最近的检查发现,在堆芯围筒上不断出现因腐蚀诱发的微小裂纹;但已认定这些裂纹与安全无关。     

压水堆中使用分立型铀、钍燃料组件的堆芯物理特性研究

通过对分立型铀、钍燃料组件 ,使用在秦山 30 0MW电功率压水堆核电厂中堆芯物理特性的探讨 ,寻找2 3 2 Th在PWR中可能利用的途径。为此 ,特采用铀、钍燃料组件分立的双进料系统的装卸料方法 ,其堆芯寿期分别为铀组件 3个循环 ;钍组件 1 0个循环。并以秦山核电厂为参考电厂 ,进行了 1 0个循环的燃耗计算 ,每一循环装料时均有 4个钍组件进堆。计算结果表明 :到第 1 0循环寿期末 ,堆芯中 40个钍组件所含的2 3 3 U总量已达到 2 1 2 6kg ,可直接参与堆芯的链式反应 ,从而达到利用2 3 2 Th的目的。并可同全铀组件堆芯比较中看出 ,分立型铀、钍组件混装堆芯每一循环 (第 1 0循环后 )可少装 2 0 0多kg2 3 5U ,这样就为钍 铀燃料循环展示了光明的前景。当然如果要达到实际应用 ,仍有许多工程技术问题亟待解决     

基于CFD方法的行波堆燃料组件结构优化设计研究

前期在行波堆燃料组件的设计研究中发现组件内冷却剂截面温差很大,无法满足组件设计要求的问题。本文采用计算流体力学(CFD)方法针对绕肋结构和组件围筒结构进行多方案论证,分析发现,燃料棒设置绕肋结构可在一定程度上减小组件截面温差,减小绕肋螺距可进一步减小组件截面温差,但并不能通过绕肋的搅混达到预期效果,无法满足组件设计要求。对燃料组件围筒设置塞条结构,可大幅减小组件截面温差,进一步对组件围筒采用倒圆角结构,可使组件截面温差满足设计要求。