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。     

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。     

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。     

控制棒下落时间计算模型

反应堆驱动线是反应堆控制的"生命线",执行重要的安全功能。控制棒下落时间不仅是驱动线设计考核的重要指标,也是核电站安全分析的关键参数。基于压水堆驱动线的结构特性,对控制棒组件在下落过程进行受力分析,提出落棒时间计算的数学模型,采用有限差分法求解运动方程,并且在此基础上编制计算程序。计算结果最终表明:程序计算值与岭澳核电站二期机组热态落棒试验值符合较好,基于此计算方法编制的落棒时间计算程序可以用于压水堆停堆时的安全评价。     

水压驱动控制棒快速落棒冲击研究

控制棒水压驱动系统是由清华大学核能与新能源技术研究院发明的一项新型驱动技术。在快速落棒过程中,控制棒通过水力缓冲器进行缓冲。进行了控制棒水力缓冲性能实验,得到快速落棒过程中控制棒的关键缓冲性能参数;在实验结果基础上,运用达朗贝尔原理,将控制棒在冲击过程中所受的最大惯性力作为等效静载荷作用到控制棒上,利用有限元软件ABAQUS计算控制棒在最恶劣情况下的变形和应力分布,将计算结果与实验结果比较,验证了用简化模型代替非线性瞬态动力学分析的可行性。同时得到了控制棒在快速落棒冲击过程中不发生破坏的判据,为控制棒和水力缓冲器的设计和优化奠定了基础。     

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。     

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。     

落棒时间自动测量方法研究与实现

通过对控制棒组件落棒过程、驱动机构勾爪动作和棒位探测器初级线圈响应的分析,提出自动进行落棒波形判断、分析和计算落棒时间的方法,并采用虚拟仪器技术予以实现。采用真实的落棒波形进行验证,表明该设计能够准确捕获落棒波形并自动进行落棒时间的计算。目前相关研究成果已经应用在海南昌江核电厂和福建福清核电厂3、4号机组上。     

CSR1000控制棒落入堆芯三维瞬态分析

针对超临界水堆(SCWR)控制棒落入堆芯事件特点,采用堆芯三维瞬态性能分析方法,利用开发的SCWR堆芯三维瞬态物理-热工水力耦合程序STTA,建立SCWR堆芯落棒瞬态三维计算模型和分析流程,研究分析超临界水堆CSR1000在控制棒落入堆芯瞬态过程中的堆芯性能,分析评价落棒瞬态下CSR1000堆芯的安全性能。堆芯三维落棒瞬态分析表明,当落入堆芯棒束价值较高时,落棒初期堆芯功率下降较快,之后由于水密度的反应性反馈,堆芯功率缓慢回升至新的平衡,堆芯功率下降速率超过了停堆信号整定值,将触发保护停堆;当落入堆芯棒束价值较低时,由于水密度的反应性反馈,堆芯功率下降缓慢,堆芯功率下降速率未能达到停堆信号整定值,不能触发保护停堆。控制棒落入堆芯对堆芯轴向功率分布影响很小,高价值落棒导致的落棒区域燃料组件功率坍塌相对低价值落棒更明显。无论是高价值落棒还是低价值落棒,瞬态过程中最大包壳壁面温度均低于瞬态安全限值850℃。水密度的显著反应性反馈及必要的保护停堆措施能保证CSR1000堆芯在控制棒落入堆芯过程中的安全性能。     

上置式水力驱动控制棒

为提高200MW低温核供热堆经济性，对控制棒结构进行优化设计。在新的控制棒方案中，将控制棒驱动缸移到堆芯活化区以上，控制棒由浮动式活塞带动上下移动。由于驱动缸移出堆芯，燃料组件排布不再缺角，减小了堆的水铀比和堆内的中子吸收，增加了堆的运行时间。适当地加大驱动缸的直径和壁厚，有效降低了制造难度，提高了控制棒运行的可靠性。通过数值计算，分析了上置式水力驱动控制棒的落棒时间。     

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。     

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。     

Heat Transfer in Pipes and Rod Bundles During Flow of Supercritical-Pressure Water

The current ideas on heat-transfer processes at supercritical pressure and on the hydraulic resistance in pipes and rod bundles are briefly presented in order to determine the computational relations for reactors cooled by water with supercritical parameters. The most widely used relations for calculating heat transfer in normal heat transfer regimes are analyzed and a comparison is made with the latest experimental data. Recommendations are made for calculating the hydraulic resistance coefficients and heat-transfer coefficients in pipes and rod bundles in a normal heat-transfer regime without degradation, which can be used to make new experimental and computational recommendations.     

Assessment of Applicability of Two-Fluid Model Code ACE-3D to Heat Transfer Test of Supercritical Water Flowing in an Annular Channel

A supercritical-water-cooled reactor (SCWR) is a high-temperature, high-pressure water cooled reactor that operates above the critical pressure of water. In order to perform efficiently the thermal design of the SCWR, it is important to assess the thermal hydraulics in rod bundles of the core. Experimental conditions of mockup tests, however, may be limited because of technical and financial reasons. Therefore, it is required to establish an analytical design technique that can extrapolate experimental data to various design conditions of the reactor. Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has improved the three-dimensional two-fluid model analysis code ACE-3D, which was originally developed for the two-phase flow thermal hydraulics of light water reactors, to handle the thermal hydraulic properties of water in the supercritical region. In the present study, heat transfer experiments of supercritical water flowing in a vertical annular channel around a heater pin, which were performed at JAEA, were analyzed with the improved ACE-3D to assess the prediction performance of the code. As a result, it was implied that the ACE-3D code is applicable to the prediction of wall temperatures of a single rod that simulates the fuel bundle geometry of the SCWR core.     

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。     

超临界水冷堆燃料性能验证实验回路的冷却剂丧失事故分析

超临界水冷堆燃料性能验证实验（SCWR-FQT）将对1个小型燃料组件在超临界水环境下进行堆内性能测试。本工作应用修改过的ATHLET程序对包含该燃料组件的超临界水冷实验回路进行建模,并对其冷却剂管道破口导致的失水事故进行分析计算。计算结果表明,现有安全系统设计基本能保证在这些事故情况下维持燃料棒实验段的有效冷却。结果显示,修改过的ATHLET程序对超临界水冷系统的模拟具有良好的适用性。