水力缓冲器缓冲特性研究

控制棒水压驱动机构是一种新型的内置式控制棒驱动机构,水力缓冲器是控制棒水压驱动机构的关键部件之一,在快速落棒过程中对控制棒进行水力缓冲,避免控制棒十字翼发生变形和损坏。依据水力缓冲器的工作过程原理建立了缓冲过程理论模型,并通过实验验证了理论模型的正确性。根据水力缓冲器缓冲过程理论模型,计算得到缓冲过程中缓冲缸内压力、柱塞位移、速度、缓冲力等关键性能参数的动态变化过程,同时对缓冲特性影响参数进行研究,为水力缓冲器的设计和优化提供了理论依据。     

控制棒水压驱动系统落棒减速部件三维流场分析

控制棒水压驱动系统是清华大学为低温核供热堆研制的新型内置式控制棒驱动技术,控制棒水力减速部件是水压驱动系统的关键部件之一,在保证落棒时间的前提下,通过其对落棒过程进行减速,降低控制棒快速落棒过程的冲击力,避免控制棒十字翼的变形和损坏。本文分析了控制棒水压驱动系统落棒减速机理,利用CFD软件FLUENT对驱动系统水力减速箱流道进行了三维流场数值分析,并分析了对应不同落棒位置水力减速箱流道在不同边界条件下的流场分布特性。在流场分析结果的基础上计算得到了水力减速箱侧壁孔流道和底部缓冲腔流道流量系数随落棒位移的变化,将该结果与驱动系统落棒减速理论模型联立,获得了控制棒落棒位移曲线,理论计算结果同冷态落棒性能实验结果符合得很好,从而验证了流场分析结果的正确性,在此基础上分析了落棒过程减速箱内外差压和落棒速度与水力减速箱流量系数的关系,为控制棒水压驱动系统落棒减速部件的设计和优化提供了指导。     

水压驱动控制棒减速性能研究

控制棒水压驱动线是一种新型的内置式控制棒驱动技术,控制棒水力减速装置是水压驱动线的关键部件之一,通过水力减速片和减速筒体的配合对控制棒进行减速,降低快速落棒末端的冲击速度,避免控制棒的变形和损坏。完成了水压驱动线快速落棒减速实验,对减速过程机理进行了分析,在此基础上建立了水压驱动线快速落棒减速理论模型,理论模型的求解结果与实验结果符合很好,从而验证了理论模型的正确性。通过该模型对热态工况下水压驱动线的快速落棒性能进行了分析,为控制棒水压驱动线减速环节的设计和优化奠定了基础。     

基于动网格技术的超临界水冷堆控制棒落棒及缓冲分析

基于流体动力学(CFD)的动网格技术,对超临界水冷堆(SCWR)控制棒落棒行为进行动力学仿真分析,通过计算获得了控制棒落棒的特性参数及特性曲线。结果表明,控制棒落棒时间能满足反应堆安全分析的要求,但过大的落棒冲击会导致控制棒驱动线结构产生损坏。基于此结果,进一步对控制棒驱动线结构进行了优化设计研究,增设了水力缓冲结构,从而有效降低了控制棒落棒末速度。     

超临界压水堆改进型控制棒组件落棒过程计算分析研究

为验证超临界压水堆改进型控制棒组件能否实现预期水力缓冲功能,采用计算流体力学分析软件Fluent、基于6自由度（6DOF）模型的铺层法动网格技术,对其落棒过程进行研究,分析了控制棒组件落棒时间和落棒末速度。结果表明：相比改进前的设计,改进型控制棒组件落棒时间虽有所增大,但仍然能满足安全要求;落棒末速度大幅下降,落棒冲击力降低,从而能够保证控制棒组件及燃料组件的结构完整性。改进型控制棒组件的设计能够实现预期的水力缓冲功能,可用于超临界压水堆堆芯设计。     

燃料组件结构参数对于控制棒组件落棒缓冲效果的敏感性分析

压水堆控制棒落棒水力缓冲过程主要依靠导向管下部缓冲段结构实现。燃料组件缓冲段结构参数的选取对于落棒缓冲效果影响较大。基于水力学基本公式构建的落棒缓冲理论模型,运用数值计算的方法研究缓冲段结构参数,如导向管与控制棒环形间隙、轴肩螺钉流水孔径与长度等对落棒水力缓冲效果的影响情况。总结出落棒缓冲影响规律,可作为燃料组件导向管结构设计的参考。     

控制棒水压驱动系统落棒减速性能实验研究

控制棒水压驱动系统是清华大学为低温核供热堆发明的新型的内置式控制棒驱动技术,控制棒水力减速部件是水压驱动系统的关键部件之一,通过其对控制棒落棒过程进行减速,在保证落棒时间的前提下,降低控制棒快速落棒过程的冲击力。分析了水力减速部件组成和工作原理,确定了水力减速箱侧壁开孔方案,完成了不同开孔方案工况下控制棒水压驱动系统冷态落棒减速性能实验,在实验结果的基础上对比和分析了不同方案下的落棒减速机理和落棒过程特征参数随开孔方案的变化规律。分析结果表明:随开孔面积的增大,落棒时间逐渐减小,落棒峰值速度逐渐增大。在开孔面积大于0.004 m~2时,随开孔面积的增大,落棒峰值速度增大过程趋于平缓,落棒稳定速度和落棒延迟时间变化不大,控制棒触碰碟簧速度缓慢增大。实验研究成果为控制棒水压驱动系统落棒减速部件的理论建模和设计优化提供了基础。     

CF系列燃料组件落棒性能综合评价

核电压水堆燃料组件中导向管主要功能是为控制棒组件的快速下插提供通道,并且依靠导向管下部缓冲段结构减缓控制棒下落速度,减小冲击力,保证燃料组件结构完整。首先运用落棒时程分析程序(CIGAL)计算得到CF系列燃料组件落棒时间,再利用落棒缓冲分析程序(SAM)计算CF系列燃料组件中缓冲过程冲击力。结果表明:CF3相对于CF2,随着导向管内径减小以及轴肩螺钉孔长度增加,落棒时间变长;落棒过程中缓冲段内压强最大值增大;控制棒组件对燃料组件上管座冲击力最大值减小;控制棒组件撞击之前控制棒在缓冲段内运动时间变长。     

水力驱动控制棒冷态极限落棒能力分析

为了验证控制棒水力驱动系统在卡棒和倒置等极限工况下的停堆可靠性，在200MW低温核供热堆控制棒水力驱动系统的1：1实验台架上进行了冷态极限落棒实验，通过对实验结果的分析。得到了在发生卡棒事故时控制棒的落棒能力，揭示了落棒机理，建立了正置时控制棒插入堆芯的模型，并用实验数据验证了该模型的正确性，建立了倒置时控制棒插入堆芯的模型，获得了倒置时控制棒的插棒能力。     

控制棒组件缓冲结构缓冲设计方法研究

控制棒组件缓冲结构是控制棒的关键部件,本文针对一种既定结构的控制棒组件缓冲结构,对控制棒组件落棒缓冲效果开展了数值仿真计算分析.通过理论分析建立了一定的简化模型和控制方程进行数值仿真分析计算,获得了控制棒组件落棒冲击力的规律.本文的计算方法及结果可以指导控制棒组件缓冲结构的设计.     

控制棒落棒时间分析软件CRAC的研发与验证

紧急停堆的落棒时间对反应堆安全至关重要。为适应华龙一号堆型的新型燃料组件设计,中国核动力研究设计院研制出一款落棒时间分析软件CRAC。采用一维流体力学公式结合经验机械阻力模型的方法,构建出CRAC软件理论框架,通过软件开发标准流程完成设计编码,并利用落棒试验数据开展了CRAC软件的验证。结果表明软件计算精度与保守性能满足华龙一号堆型安全停堆时间准则分析的需求。     

基于双区域模型的钠冷快堆组件子通道分析程序的开发与验证

子通道分析程序是钠冷快堆堆芯热工水力设计和安全分析的重要工具。本文为计算和分析钠冷快堆组件在径向均匀与倾斜功率分布工况下的热工水力特性,利用双区域绕丝交混模型开发了一款适用于钠冷快堆组件分析的子通道程序SPLICA,并与FFM2A 19棒束实验数据与WARD 61棒束实验数据进行了对比验证。由于本文开发的子通道分析程序SPLICA使用了详细的绕丝交混模型,与经过二次开发后的COBRA程序的计算结果相比,对于FFM2A实验SPLICA程序计算得到的结果与实验结果符合得更好。这两个实验数据的验证结果证明了本文开发的子通道分析程序的准确性以及对高流量工况和低流量工况均具有良好的适用性。本程序能为钠冷快堆组件热工水力分析提供有效的设计和研究手段。     

Development of Hydride Absorber for Fast Reactor—Evaluation of Design Method for Hydride Absorber Rod—

A hydride control rod is being developed to improve the economy of fast reactor plants because it has a longer lifetime than the currently used B₄C control rod. A hydride burnable poison rod is also under development to reduce the number of control rods by decreasing core excess reactivity. Hydrogen in the hydride control rod causes neutron spectrum interference between the fuel and control rod regions. Thus, the study on core design was performed with the continuous-energy Monte Carlo code MVP using the nuclear data library JENDL-3.3 to deal with this phenomenon precisely. To evaluate the applicability of MVP to hydride absorber rod design, two benchmark calculations were carried out. One of them is a hydrogen-contained metal fuel fast core constructed in Fast Critical Assembly (FCA) and the other is the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR) core where zirconium-hydride fuel (U-ZrH_1.6) rods are loaded. These benchmark calculations and the design study on a fast reactor core with hafnium-hydride control rods have revealed that MVP is a reliable tool for hydride absorber rod design.     

Identification of damping mechanism of TRR-II reactor control rod during free fall insertion

In light water reactors, control rods are in general inserted into reactors by gravity. In order to achieve a rapid shutdown, it is required to insert control rods as fast as possible. On the other hand, a control rod with a fast falling velocity would impose a substantial impact to reactor structure as well as to the rod itself. Therefore, a damping force must come into effect, especially during the final stage of the free fall of the control rod. The purpose of this study is to develop a mathematical model and a numerical simulation to describe and identify the damping mechanism; and apply this model to the design of the control rod used in TRR-II reactor of the Institute of Nuclear Energy Research (INER) of Taiwan.The damping effect of a falling control rod comes from two factors: the viscous shear stress occurred in a narrow gap between the rod and an outer tube which confines the lateral movement of the rod, and the pressure force exerted on the rod by the compressed water under the rod. The viscous shear stress can be analyzed by assuming a couette flow between the rod and the outer tube similar to the viscous force occurred in rheology. In doing this, the flow rate in each flow path is closely related to the pressure gradient in the flow path and can be evaluated using an electrical circuit analogy. The results of the code prediction were compared to the experimental results as carried out by the INER. Finally, a parametric study was applied to estimate the effects of the various factors including gap thickness, size of the flow holes, and other geometric considerations on the rod falling velocity. The results of this study can serve some technical support during the stage of rod design and manufacture.     

压水堆驱动线落棒历程计算

控制棒落棒性能验证是核电厂安全分析的重要部分,研制驱动线落棒历程计算程序有利于验证和改进控制棒驱动线设计。基于驱动线结构特点,分析运动组件的受力情况并进行分解,选择理论或数值方法逐一求取各分力的瞬态值,从而建立驱动线落棒历程的循环步进计算程序。利用秦山核电二期工程驱动线落棒性能试验数据对理论模型和程序计算结果进行对比验证。结果证明：所建立的驱动线落棒历程计算程序适用于压水堆驱动线系统,能正确地对运动组件落棒受力与运动历程进行模拟。     

控制棒驱动机构运动过程的联合数值仿真研究

控制棒驱动机构运动过程是电磁场-流场-运动场相互耦合的复杂动态过程,无法通过静态方法或单项技术进行准确的计算。使用Magnet软件、Fluent软件和Adams软件进行了电磁仿真分析、流场分析和多体动力学分析的耦合计算。综合考虑了重力、电磁力、水阻力和弹簧力在控制棒驱动机构步跃过程中的作用,定量计算了电磁力、水阻力、运动件位移与速度等运动特性,以及步跃载荷。通过与试验值对比,计算得到的移动磁极吸合时间、临界吸合电流和步跃载荷值与试验值较为吻合,证明了控制棒驱动机构运动过程的联合仿真分析是一种有效的动态分析方法。