Dynamic Analysis of Upper Hydraulic Drive Control Rod Under Vibration Conditions

The paper studies the dynamic response of the hydraulically driven control rod (HDCR) under vibration conditions. The governing equation of the hydraulic driving system in a non-inertial coordinate system was deduced using a characteristic method. By comparing the analysis with the experiment, the analysis program was validated. It is shown that the response of a hydraulic driving system under a dissimilar vibration load is different. Under the condition of the pulse loading with a higher acceleration and short period, the response amplitude of the control rod mainly depends on the input displacement and increases with its increase. The response amplitude is also related to the loading direction. The pulse loading in a downward direction causes the higher response of HDCR. Under the condition of an ocean wave with a lower acceleration and long period ocean wave, the response amplitude is small, and the hydraulic drive system can keep the control rod stable by self regulating.     

格架松弛对燃料棒湍流激励及微振磨损的影响研究

假设所有支承有效,基于燃料棒模态分析的结果,根据压水堆燃料棒的流场分布特征,采用功率谱密度表征湍流激励,结合相关功率谱密度试验参数,求解了各阶模态的振动位移均方值,基于ARCHARD磨损公式计算了燃料棒刚凸位置的磨损深度。由于制造工艺、运输、辐照的影响,格架对燃料棒的夹持作用可能松弛。依次假设格架单个刚凸及弹簧松弛,研究了松弛对燃料棒模态、流致振动以及磨损的影响。结果表明：格架弹簧的松弛对固有频率的影响可忽略;原振幅较大的位置附近刚凸松弛对固有频率影响明显;堆芯入口及出口的横向流速较大,燃料棒底部和顶部的湍流激励振幅较大,这些位置的刚凸支承松弛使湍流激励振幅明显增大,中间位置的刚凸支承松弛对振幅影响较小;刚凸支承松弛对磨损深度的影响与对湍流激励最大振幅的影响趋势基本一致。磨损除了与湍流激励振幅相关,还与固有频率相关,顶部振型和频率乘积的影响大于底部格架位置,顶部格架刚凸松弛对磨损影响最大。     

混合能谱超临界水冷堆反应性引入事故安全分析

本文研究了混合能谱超临界水冷堆(SCWR-M)在发生控制棒失控提升事故和弹棒事故这两类反应性引入事故后的反应堆系统响应。首先利用修改的可用于超临界条件下的系统程序RELAP5对混合能谱超临界水冷堆进行系统建模,并计算分析在功率运行工况下事故过程中功率、流量及包壳温度等重要参数的变化趋势,最后对反应性参数如控制棒价值、控制棒抽出速率和负反馈系数进行了参数效应分析。结果表明,在设计工况下混合能谱超临界水冷堆系统可有效地将衰变热导出堆芯,保证了燃料棒的完整性。另外,反应性参数对控制棒失控提升事故的安全性影响不大,但对弹棒事故的包壳峰值温度影响很大,过于保守的反应性参数估计会使安全裕量大为减小。     

控制棒下行运动特性影响因素分析

液体悬浮式非能动停堆技术是近年来核反应安全领域的研究热点之一,研究控制棒下行的运动特性对核电厂的安全运行有着重要意义。本文选取2种典型非保护瞬态失流事故（ULOF）为依据设计多种工况进行模型实验,结合实验数据对控制棒下行运动进行受力分析得出其阻力的时程变化。通过控制变量法对比分析了控制棒尾部出流孔径和初始周向位置对控制棒下行运动时程及缓冲效果的影响,并得出了下行时的阻力系数与雷诺数之间的函数关系。本研究可为优化控制棒组件结构提供依据,给控制棒下行运动受力研究中阻力系数的选取提供参考。      

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。     

5MW THR控制棒水力驱动系统的设计及实验研究

控制棒水力驱动系统是不同于一般水动力堆使用的电磁-机械式传动系统的新型传动装置。它以反应堆冷却剂(水)为工作介质,经泵加压后,注入安装在压力壳内的水力步进缸,通过流量来控制水力步进缸外套作步进式运动,拖动与之相联的中子吸收元件。5MW HTR 是世界上首座使用这种传动的反应堆。采用该传动是为得到更好的安全特性,更可靠的驱动特性和良好的经济性。     

基于TREND程序的石墨通道液态熔盐堆无保护反应性引入事故初步分析

采用自编系统分析程序TREND,基于液态点堆动力学模型,针对10 MW石墨通道液态熔盐堆的设计,研究分析不同反应性在阶跃引入和线性引入情况下10 MW石墨通道液态熔盐堆堆芯功率、石墨温度和堆芯出口熔盐温度的瞬态变化。结果表明,阶跃引入低于570pcm（1pcm=10?5）反应性,堆系统能在无保护的情况下安全运行;当单根控制棒失提引入约800pcm时,反应性引入速率不超过8pcm/s,反应堆能够利用自身的温度、功率负反馈特性有效地控制功率峰值和降低堆芯出口温度,保证反应堆在无保护情况下安全运行。因此,液态熔盐堆具有良好的固有安全性。      

5MW THR控制棒水力驱动系统安全分析与评价

5MW THR 采用新型的控制棒水力驱动系统,本文对系统的安全特性进行了全面分析。由于该系统的设计是以非能动系统为基础,并实现了传动、导向一体化,故该系统具有可靠的固有安全特性,在任何失效事故下,都能保证反应堆安全停堆。     

控制棒落棒动力学数值计算

The dropping time and profile of control rods are important parameters during the safety evaluation of nuclear power plants. CFD method and dynamic mesh were used to study the dropping profile of the control rod and flow evolution. The changes of displacement, velocity and acceleration versus time during the dropping of the control rod are obtained. Meanwhile, the effect of the deformation of the control rod and channel on the control rod dropping is evaluated. The results of the work are of help to the design and optimization of the structure of control rods.     

超临界水堆燃料棒流致振动简化模型

在超临界水堆中,当超临界水流过带有绕丝的燃料棒时可能诱发其发生振动,使得燃料包壳发生疲劳现象。带有的接触的非线性有限元模型使得计算量大大增加,而且其计算精度仍有待实验验证。本文针对超临界水堆流致振动实验,将绕丝的影响简化为弹簧,建立燃料棒流致振动的简化模型,并通过有限元模型对燃料棒的固有特性进行分析,验证了模型的正确性。最后,以功率谱对模型加载,求得了超临界水堆燃料棒的位移响应和1δ解。     

矩形通道中两端固定柔性单板湍流微振的研究

平行板燃料组件的流致振动特性研究对于保证核反应堆的安全可靠运行具有重要意义。本文将平行板燃料组件简化成一个在矩形通道中两端固定的柔性单板结构,研究其振动机理,为研究平行板燃料组件的流致振动特性奠定基础。利用加速度传感器等测得实验用铝板的固有频率和弹性模量,使用应变片和激光位移传感器测量平板在不同流速下的振动频率和位移。结果表明：在目前的实验条件下,平板的振动表现为一种由于湍流引起的复杂的随机振动;平板在水中的振动位移随流速的增大而变大;随着流速的增大,平板振动加剧,振动表现为低频成分减少,高频成分增加。     

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。     

控制棒落棒动力学数值计算

控制棒在安全停堆时的下落时间和下落规律是核电厂安全分析的重要参数。本文针对一种超临界水冷堆控制棒组件,采用计算流体动力学(CFD)瞬态动网格数值分析方法研究某控制棒的下落过程,分析其流场演化规律,并得到了控制棒下落过程中位移随时间、速度随时间及加速度随时间的变化规律。同时,研究了控制棒、通道发生变形时对控制棒下落规律的影响。本文的计算方法及结果对控制棒结构优化具有指导意义。     

双螺旋结构电容式棒位测量传感器偏心性能研究

控制棒棒位测量传感器是低温核供热堆控制棒步进和落棒测量的关键设备,其精度和可靠性直接关系到反应堆的安全性。对于双螺旋结构电容式棒位测量传感器,完成了传感器静态特性实验,利用有限元分析方法建立了传感器的计算模型,模型计算结果与实验结果符合良好。在此基础上,采用有限元模型结合正交试验方法分析了极板张角、极板螺距、陶瓷管壁厚度等设计参数对传感器偏心性能的影响,获得了传感器设计参数的优化组合。研究结果表明,减小极板张角、增大极板螺距、增大陶瓷管壁厚度、减小陶瓷管相对介电常数有助于减小传感器偏心误差,由正交试验方法获得的参数组合能实现棒位测量不失步的要求。研究成果为双螺旋结构电容式棒位测量传感器的设计和优化奠定了基础。     

基于SWT与相空间曲变的控制棒驱动机构退化状态跟踪和识别

控制棒驱动机构（CRDM）是保证反应堆正常运行与安全的重要设备。针对其转速低、性能退化特征微弱且易受其他信号源干扰的特点,本文采用小波半软阈值（SWT）与相空间曲变相结合的方法对其退化状态进行了跟踪与识别。通过与基于振动幅值均方根（RMS）方法的对比,表明该方法能够克服传统基于线性信号处理理论对微弱性能退化状态不能很好地跟踪和识别的缺点,可以较好地对强背景噪声下的旋转机械性能退化状态进行跟踪和识别。      

输流管网流致振动特性数值模拟研究

为研究管路系统流质振动特性以优化管路设计,本文以典型输液管网系统为对象,基于Ansys Workbench平台开展了不同流体激励下的管路双向流固耦合模拟计算,获得了管路结构流致振动特性,分析讨论了激励类型、介质温度、流场结构及结构固有频率对管内流致振动特性的影响。结果表明,脉动流量激励下的管路结构振幅显著大于恒定流量激励下的结构振幅,当流体激励频率较接近管路结构固有频率时,结构和流体将趋于共振,导致结构振动加剧。通过在管道适当位置施加约束支撑,使结构固有频率远离流体激励频率,可有效减小管道的振动。此外,介质温度和流速对结构振幅有较大影响。      

基于轮转电极的多电极电容式棒位测量传感器静态特性研究

电容式棒位测量传感器是200 MW低温核供热堆控制棒水压驱动系统的关键测量部件,其精度和可靠性直接关系到反应堆的安全性。本文基于有限元方法建立了电容式棒位测量传感器的理论模型,对两电极电容式棒位测量传感器检测场的灵敏度分布特性进行了分析。结果表明,在检测场内存在一个特定区域,被测杆向该区域偏移时偏心误差较小。基于该特性提出了多电极电容式棒位测量传感器的设计方案和轮转电极的电容检测方法,针对该传感器,利用有限元模型进行了传感器结构优化和被测杆偏心误差分析,完成了传感器静态特性实验并验证了模型计算结果。分析结果表明,多电极电容式棒位测量传感器与轮转电极的电容检测方法能有效利用检测场的灵敏度分布特性,优化后传感器的偏心误差能达到棒位测量不失步的要求。研究成果为电容式棒位测量传感器的设计和优化提供了新的方向。     

Laboratory experiments with impacting fuel rods

Vibration surveillance and diagnostics of fuel rods and fuel assemblies are important tasks in NPPs. They are so much the more difficult since the commonly used accelerometers do not operate properly under the extreme conditions of the core of reactor. Therefore vibration (or impact) of fuel rods can only be detected indirectly from neutron noise or pressure fluctuation signals. Thus accurate knowledge of vibration phenomena and measurability is very important.

Experimental results on models without limiter give good coincidence with theoretical calculations. Spectra measured on impacting rod become smoother with increasing impacting level. Spectra of fuel rods have a wider range in impacting rate and higher level of smoothing than spectra of model rod have. The impacting rate strongly depends on mechanical properties of the rod.

By the experiments, one can state that as for Fourier spectra the only thing caused by the impacts is the smoothening. This, however, has the very remarkable consequence, that disappearance of certain peaks does not always reflect a decrease in the vibration amplitude, but can also mean the opposite case — a vibration increased to such an extent that the rod is impacting on its surroundings. Thus there is a higher chance to give faulty diagnosis by Fourier spectra only. Consequently investigation of fuel rod vibration requires increased caution.     

控制棒水力驱动系统的设计和研究

分析了２００ＭＷ核供热堆控制棒水力驱动系统的设计特点;系统中主要设备的设计特点及特性;旁路自调节结构的设计及其高温下的补偿作用以及系统温度特性的实验结果。经对实验结果的分析表明：ＨＤＳＣＲ和各设备的设计合理,运行可靠;各设备的设计不仅降低了设备的加工难度及安装难度,而且改善了系统的温度特性;系统安全能满足２００ＭＷ核供热堆对控制棒驱动机构的要求。     

Developing and modeling of the “Laguna Verde” BWR CRDA benchmark

Reactivity initiated accidents (RIA) and design basis transients are one of the most important aspects related to nuclear power reactor safety. These events are re-evaluated whenever core alterations (modifications) are made as part of the nuclear safety analysis performed to a new design. These modifications usually include, but are not limited to, power upgrades, longer cycles, new fuel assembly and control rod designs, etc. The results obtained are compared with pre-established bounding analysis values to see if the new core design fulfills the requirements of safety constraints imposed on the design. The control rod drop accident (CRDA) is the design basis transient for the reactivity events of BWR technology. The CRDA is a very localized event depending on the control rod insertion position and the fuel assemblies surrounding the control rod falling from the core. A numerical benchmark was developed based on the CRDA RIA design basis accident to further asses the performance of coupled 3D neutron kinetics/thermal-hydraulics codes. The CRDA in a BWR is a mostly neutronic driven event. This benchmark is based on a real operating nuclear power plant — unit 1 of the Laguna Verde (LV1) nuclear power plant (NPP). The definition of the benchmark is presented briefly together with the benchmark specifications. Some of the cross-sections were modified in order to make the maximum control rod worth greater than one dollar. The transient is initiated at steady-state by dropping the control rod with maximum worth at full speed. The “Laguna Verde” (LV1) BWR CRDA transient benchmark is calculated using two coupled codes: TRAC-BF1/NEM and TRAC-BF1/ENTRÉE. Neutron kinetics and thermal hydraulics models were developed for both codes. Comparison of the obtained results is presented along with some discussion of the sensitivity of results to some modeling assumptions.