安全棒系统试验样机冷、热态性能试验研究

安全棒系统是空间核反应堆的关键设备之一,它具有结构紧凑、传动精度高、与反应堆容器连接接口多、工作温度高等特点。通过采用全尺寸的安全棒系统试验样机,确定了冷、热态性能试验方案,设计了专用的试验装置开展冷、热态性能试验。试验结果表明,安全棒系统试验样机运行正常,性能达到设计要求,为试验样机的抗震试验提供了条件,也为安全棒系统后续设计及试验装置的改进提供了参考依据。     

压水堆核容器的密封分析与试验

对有关 GH169管、环的冷、热态性能测试,光弹性接触应力分布,1∶4模型冷、热态试验,以及密封分析、三维瞬态热分析和程序系统、计算方法等方面的主要报告的要点作了简要说明。本文偏重于专题研究的总体构思和主要结果;最后就试验和设计作了讨论。     

EMC-A型控制棒驱动机构样机研制及试验分析

介绍了以岭澳核电站一期控制棒驱动机构为技术基础的百万千瓦级压水堆核电站用控制棒驱动机构的改进设计,及样机制造过程中的材料替代和技术简化,解决了顶部Ω密封焊缝带来的泄漏问题,以及因钩爪组件中的弹簧与运动件接触摩擦可能造成的机械动作延迟问题;介绍了样机的冷态性能试验,对冷态性能试验过程中出现的滑步现象进行分析并阐述了解决方...     

核一级电动截止阀样机试验

介绍核一级电动截止阀样机鉴定试验目的、试验内容、试验装置、测量参数、试验方法等内容。试验结果表明:试验前阀门阀座、阀杆密封无泄漏,冷态开启、关闭行程时间均为11 s;在热态寿命、热态循环、冷热交变及流体阻断试验过程中阀门开启、关闭正常,开启、关闭行程时间均为11 s;试验后阀门阀座密封10 min泄漏12滴水,阀杆密封无泄漏,冷态开启、关闭行程时间均为11 s,各项试验数据表明阀门满足设计要求。     

空间核动力装置控制鼓系统试验样机热态性能试验

控制鼓系统是空间核动力装置上执行功率调节、紧急停堆的重要安全设备,其能否正常运行直接关系到核动力装置的安全性。为验证控制鼓系统能否满足设计要求,必须进行热态下的性能试验。本文采用1∶1全尺寸控制鼓系统试验样机,通过设计建立专用的热态性能试验装置,对试验样机寿期内全行程往复、电机切换和快速复位功能进行了试验验证和研究分析。试验过程显示,试验样机运行基本平稳,无异响和卡顿,快速复位时间满足设计指标,但传动链终端存在角度滞后、旋转过程位置重复精度低和小角度快速复位乏力等现象。该控制鼓系统试验样机机构设计基本满足机械运转功能,为下一阶段控制鼓系统结构的优化与定型奠定了基础。     

空间核动力装置控制鼓系统试验样机热态性能试验

控制鼓系统是空间核动力装置上执行功率调节、紧急停堆的重要安全设备,其能否正常运行直接关系到核动力装置的安全性。为验证控制鼓系统能否满足设计要求,必须进行热态下的性能试验。本文采用1∶1全尺寸控制鼓系统试验样机,通过设计建立专用的热态性能试验装置,对试验样机寿期内全行程往复、电机切换和快速复位功能进行了试验验证和研究分析。试验过程显示,试验样机运行基本平稳,无异响和卡顿,快速复位时间满足设计指标,但传动链终端存在角度滞后、旋转过程位置重复精度低和小角度快速复位乏力等现象。该控制鼓系统试验样机机构设计基本满足机械运转功能,为下一阶段控制鼓系统结构的优化与定型奠定了基础。     

秦山核电二期工程控制棒驱动线冷态对中试验研究

试验取驱动线系统中的一组,对组成驱动线的各部件采用11全尺寸模拟,在冷态下进行功能性试验,测定驱动线的综合性能.在静水、动水、流量变化、错对中和横向流等各种工况下,实测了上述因素对落棒特性参数的影响.试验所取得的大量试验数据,验证了反应堆驱动线的结构设计,为驱动线各部件结构设计和安全分析提供了必要的输入数据.     

秦山核电厂压水堆控制棒驱动机构产品样机性能试验

本文简要的介绍了秦山核电厂控制棒驱动机构的功能、设计参数、结构及设计特点,重着介绍了产品样机性能试验的目的和试验结果。试验证明它与国外同类机构技术性能相当,产品样机已经受了2.7×10~6步热态考验,仍能继续正常运行。     

我国第一座脉冲堆稳态运行试验

本文简要地介绍了我国第一座脉冲堆稳态运行试验方法和设施,给出了冷态和热态以及不同功率下的临界棒位,并给出了反应性、中子通量、功率系数、平衡氙毒和碘坑的测量结果,提供了一批有价值的工程试验数据。本堆实现了1MW 稳态功率运行,进行了连续72小时满功率运行,对反应堆的控制、保护、测量仪器及各系统和设备进行了考验。试运行结果表明:本堆性能良好,各项指标均已达到了设计要求。     

AP系列压水堆核电厂冷态性能试验风险识别与管理

AP系列压水堆机组（如AP1000、国和一号等）相较于M310机组的冷态性能试验,在试验压力及温度、水压试验边界、试验过程安排等方面存在较大差别。本文结合三门、海阳AP1000的冷试准备和经验反馈及国和一号沙盘推演的成果,梳理和分析AP系列压水堆冷试准备及实施风险、应对措施,为后续AP系列压水堆冷试准备及实施的安全、质量和进度管理提供参考。     

ACME整体性能试验设施工作压力选取方案分析

拟建造的先进堆芯冷却机理试验台架（ACME）是验证压水堆核电站非能动安全系统性能及其安全分析软件的整体性能试验设施。在介绍AP1000电站整体性能试验台架及其评价的基础上，分析了不同工作压力对试验的影响。重点阐述了ACME工作压力的选取方案及其特点，探讨了确定试验初始状态的方法。分析表明：选取9.3MPa作为ACME的工作压力，涵盖了主要非能动系统工作的压力范围，具有等压等物性模拟非能动压水堆电站LOCA等事故工况的能力，是一个先进的非能动堆芯冷却整体性能试验设施设计方案。     

二次侧非能动余热排出系统传热能力试验研究

通过搭建试验装置,针对二次侧非能动余热排出系统（ASP）,开展了试验研究。本文对ASP整体性能响应和稳态特性试验研究的试验装置、试验工况、试验结果进行了介绍。试验结果表明,在模拟事故工况下,ASP可稳定建立自然循环,并将回路热量导出,保证系统整体安全性;稳态特性试验中,回路压力为8 MPa时,可导出设计热量,且随压力的升高,导热能力增大,水箱温度对于换热影响较小。     

压水堆燃料辐照性能多物理耦合并行分析程序开发

核燃料元件是反应堆的核心部件,其性能影响反应堆的安全性与经济性,利用燃料元件性能分析程序开展燃料堆内稳态辐照性能分析对于燃料设计及安全评价具有重要意义。通过开发燃料温度分布、变形计算、裂变气体释放及内压等模型,结合燃料元件热工-力学多物理耦合计算分析耦合方案,基于先进并行计算方法构建了高性能并行化燃料性能分析程序Athena。利用典型商用压水堆核电站数据及同类程序计算结果进行了程序初步验证,结果表明Athena程序计算结果合理可靠。通过定义堆芯功率及热工水力边界条件,程序能够并行开展压水堆全堆芯燃料辐照性能分析,提高燃料辐照性能分析效率,是数值反应堆原型系统（CVR1.0）的重要组成。     

Use of an ideal scaled model for scaling evaluation

In this paper a method is described for using RELAP5 models to corroborate the scaling methodology that has been used for design of the Purdue University multidimensional Test Apparatus. This facility was built for the U.S. NRC to obtain data on the performance of the passive safety systems of the General Electric Company simplified boiling water reactor. Similarity between the prototype system and the scaled test facility is investigated for a main steam line break accident.     

超临界水实验回路热工水力分析

作为超临界水堆失水事故分析的关键现象,跨临界过程(即超临界水堆的压力从超临界状态降到次临界状态22.1 MPa以下)受到国内外的关注。上海交通大学的超临界流体多功能实验回路(SWAMUP)计划对这一泄压过程进行实验研究。为确保该实验装置在实验过程中的安全性能,采用系统程序ATHLET-SC对该实验回路进行预计算分析,主要针对该系统在泄压跨临界过程中的热工水力参数,包括系统压力、冷却剂流量、加热棒壁面温度等展开计算,并讨论一些重要参数如泄压速度、加热棒加热功率等对计算结果的影响。计算结果表明,修改后的ATHLET-SC程序可模拟跨临界瞬态过程,在实验过程中,加热棒壁面温度不会超过设计上限温度,然而,回路中换热器的内外最高压差将会达6 MPa,这一点需在实验中特别考虑。     

一维自然循环比例分析的理论模型

整体性能试验研究是验证先进非能动压水堆核电站堆芯冷却系统设计有效性的核心技术,一回路系统两相自然循环热工水力特性比例分析是确定整体性能试验装置尺度的主要理论依据。以一维漂移流模型为基础,对整个一回路两相自然循环系统控制方程积分,并求得稳态解,由此获得了系统的流动条件。应用初始流动条件与边界条件,对两相自然循环系统控制方程直接无量纲化,最终得到了整体性能试验装置与实际非能动电站热工水力特性的相似准则。     

Scaling of passive condenser system for separate effect testing

The passive containment cooling system (PCCS) of the simplified boiling water reactor (SBWR) is a passive condenser system designed to remove energy from the containment for long term cooling period after a postulated reactor accident. Depending on pressure condition and noncondensable (NC) gas fraction in drywell (DW) and suppression pool (SP), three different modes are possible in the PCCS operation namely the forced flow, cyclic venting and complete condensation modes. The prototype SBWR has total of six condenser units with each unit consisting of hundreds of condenser tubes. Simulation of such prototype system is very expensive and complex. Hence a scaling analysis is used in designing an experimental model for the prototype PCCS condenser system. The motive for scaling is to achieve a homologous relationship between an experiment and the prototype which it represents. A scaling method for separate effect test facility is first presented. The design of the scaled test facility for PCCS condenser is then given. Data from the test facility are presented and scaling approach to relate the scaled test facility data to prototype is discussed.     

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。     

泳池式轻水反应堆内电磁线圈可控温辐照装置设计

本文设计了在泳池式轻水反应堆（简称泳池堆）内在线测量电磁线圈电性能的可控温辐照装置。采用MCNP程序进行中子物理计算,对泳池堆、线圈骨架的结构尺寸与物质组分进行了精细全尺寸模拟,得出辐照装置的发热功率和中子注量率。通过初步估算,使用ANSYS CFX进行了数值模拟,得出辐照装置内线圈在堆运行时的温度,并提出温度控制的方法。辐照装置采用铝材加工制造,并进行了垂直度测试、气压测试、检漏测试。增加了绝缘设计,将辐照装置与泳池堆之间进行绝缘。在线圈处预埋铠装热电偶,对线圈温度进行实时监测。在泳池堆内对电磁线圈进行辐照试验,结果表明,本文设计的辐照装置能满足电磁线圈在泳池堆孔道内进行辐照试验的要求,并可对电磁线圈进行实时温度控制。