核反应堆控制棒倾斜落棒时程模拟

事故情况下控制棒组件会在自身重力作用下下落,下落时间是衡量核电站安全运行的重要参数之一。通过建立落棒物理模型,分析落棒的物理过程以及控制棒下落过程中的各阶段的受力情况,得到了落棒控制方程。采用VS2010软件对控制方程数值求解,完成了控制棒组件竖直及倾斜下落过程的时程的分析,对比了倾斜落棒角度对落棒时程的影响,得出最大倾斜落棒角度,为反应堆控制棒组件的设计提供依据。     

中国实验快堆控制棒驱动线抗震试验研究

本工作依据相关规范,参考当前核电厂控制棒驱动线抗震试验的先进技术,结合中国实验快堆控制棒驱动线的结构特点,对中国实验快堆安全棒驱动线进行了抗震鉴定试验研究.研究结果为其安全评审提供了重要数据.     

秦山600MW核反应堆控制棒热态落棒实验模拟分析

本文详细分析了控制棒下落运动的受力情况，并建立了相应的数学模型，结合秦山60MW控制棒热态落棒验数据。对模型中的有关系数进行了拟合。用拟合的系数进行热态落棒数值模拟．模拟结果与实验结果吻合很好，验证了数学模型的正确性。为控制棒下落的机理分析和数值求解控制棒落俸提供了理论依据和求解方法。     

组合阀流动阻力实验研究与数值模拟

组合阀流动阻力是控制棒水压驱动系统设计的关键参数之一。对改进后的新阀进行实验研究,获得了各流道差压、流量、阻力系数和流量系数等关键数据。利用计算流体动力学软件CFX进行数值模拟,分析了雷诺数Re对流动阻力的影响。在此基础上,拟合得到了阻力系数的经验公式,为驱动系统优化设计和理论分析提供了实验基础和理论依据。     

槽孔式水力驱动控制棒槽孔阻力系数实验研究

对槽孔式水力驱动控制棒槽对孔阻力系数进行了大量实验研究，获得了槽孔式水力驱动控制棒槽对孔阻力系数和其随槽对孔位移的变化规律，分析了槽对孔阻力系数与控制棒槽对孔结构参数之间的关系。结果表明：随槽对孔位移的增加，槽对孔阻力系数从某一较大的定值迅速降低到某一较小的定值，然后再迅速反回到初始的定值，形成一个对称的宽幅波谷；槽高使阻力系数曲线波谷幅宽发生变化，也使完全不重合段的阻力系数发生变化；随内套孔径的增大，阻力系数有所降低，其对阻力系数的影响也进一步减弱。孔径增大到一定程度，阻力系数基本不受孔径参数的影响。     

高温气冷堆控制棒驱动机构冷态落棒试验研究

高温气冷堆控制棒驱动机构是执行反应堆功率调节、紧急停堆的重要核安全设备,具有固有安全特性,当断电后,控制棒能够靠重力快速下落实现停堆。为验证控制棒驱动机构的可靠性,必须对其进行设计分析和试验验证。本文建立了全尺寸的冷态试验台架,并采用1:1的控制棒驱动机构样机,对高温气冷堆控制棒驱动机构的落棒功能进行了验证和分析。进行多次全行程及不同高度的落棒实验,验证落棒过程的稳定性,测定控制棒在冷态条件下的落棒时间、落棒速度,试验结果满足规定的限值。对落棒过程进行分析,建立落棒运动方程式,进而得到控制棒运行速度的解析解。理论及试验的结果符合较好,均表明本文研究的控制棒驱动机构落棒可靠具有固有安全特性,为商用高温气冷堆中的实践应用提供了理论依据。     

水压缸活塞环密封流动阻力研究

根据控制棒水压驱动机构水压缸活塞环密封结构的特点,分析了水压缸活塞环的泄漏途径,建立了活塞环密封泄漏流阻的理论计算模型,并结合水压缸活塞环密封处的压差计算模型,推导出水压缸密封结构的流阻计算公式。利用控制棒水压驱动机构单缸性能实验的结果,拟合求得了流阻公式中的系数,并将公式计算流阻与实验结果进行了对比。结果表明:在实验工况下,二者吻合得很好。研究结果为控制棒水压驱动机构水压缸活塞环密封结构的设计和分析提供了理论基础。     

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。     

高温气冷堆控制棒驱动机构冷态落棒试验研究

高温气冷堆控制棒驱动机构是执行反应堆功率调节、紧急停堆的重要核安全设备,具有固有安全特性,当断电后,控制棒能够靠重力快速下落实现停堆。为验证控制棒驱动机构的可靠性,必须对其进行设计分析和试验验证。本文建立了全尺寸的冷态试验台架,并采用1:1的控制棒驱动机构样机,对高温气冷堆控制棒驱动机构的落棒功能进行了验证和分析。进行了多次全行程及不同高度的落棒实验,验证了落棒过程的稳定性,测定了控制棒在冷态条件下的落棒时间、落棒速度,试验结果满足规定的限值。对落棒过程进行了分析,建立了落棒运动方程式,进而得到了控制棒运行速度的解析解。理论及试验的结果符合较好,均表明本文研究的控制棒驱动机构落棒可靠具有固有安全特性,为商用高温气冷堆中的实践应用提供了理论依据。     

CARR控制棒驱动机构试验样机电磁力研究

为获得中国先进研究堆(CARR)控制棒驱动机构电磁力及电磁场分布,对控制棒驱动机构进行了受力分析,设计制造CARR控制棒驱动机构试验样机。在试验样机上进行了电磁力试验,使用有限元分析软件Ansoft Maxwell对试验样机电磁场及电磁力分布进行仿真分析,计算得到了试验样机磁感应强度分布曲线和电磁力分布数据,以及永磁体磁场对电磁场的影响和结构参数对电磁力的影响。仿真结果与试验值符合较好,研究结果为CARR控制棒驱动机构电磁力研究和同类型控制棒驱动机构设计提供了参考。     

摇摆条件下子通道内湍流流体的数值分析

利用FLUENT软件分析了摇摆条件对典型四棒束间的湍流流体流动和传热特性的影响机理。摇摆运动会对棒束间流体的流动传热特性产生一定影响。RSM模型可以很好地描述摇摆条件下子通道内的参数分布。摇摆周期变化带来的径向附加力的变化不会对摩擦阻力系数、传热系数和Reynolds应力产生影响。在摇摆条件下,摩擦阻力系数、传热系数和Reynolds应力呈周期性变化,但最大摩擦阻力系数所在时刻并不固定,而最大传热系数却始终是在流速最大的时刻。     

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。      

压水堆上腔室流场的实验研究

ＰＷＲ作为核电发展的主要堆型，在全世界范围内得到了广泛的应用，也是我国的主要发展堆型。但是对关系到反应堆安全运行的、直接作用在控制棒导向筒上的上腔室流场的分析研究，长期以来由于紊流流动机制的复杂性和上腔室中控制棒导向筒组件布置的密集性，这方面的研究一直没有深入下去。在压水堆运行期间，作用在上腔室构件上的作用力与冷却剂的流动特性有很大的关系，通过模拟实验弄清上腔室的流速分布，对了解作用在控制棒上的水力载荷，以及控制棒能否按指令在导向筒内自由升降和快速下插具有十分重要的意义。本文在３００ＭＷｅ核电站ＰＷＲ上腔室１：４可视化模拟体中，以水为介质进行了上腔室流场的可视化实验研究。采用激光多普勒测速仪（ＬＤＶ）和Ｎ－Ｊ型应变片式测速仪测得了上腔室模拟体中的流速，并用归一化的数据处理方法，显示了整个流场的流速分布规律，找出了整个流速的最大区和最大值。从而为控制棒导向筒的结构力学分析和ＰＷＲ上腔室的数值模拟分析提供实验依据。     

MCNP程序在反应堆可燃毒物控制棒计算中的应用

以秦山核电厂一期工程反应堆为例，运用基于蒙特卡罗方法的MCNP程序建立了模拟计算模型，构建出反应堆压力容器内堆芯组件成分及排布，利用MCNP程序中的KCODE卡计算了反应堆中可燃毒物棒数量和位置的变化对有效增值系数Keff值的影响。结果表明，在不考虑控制棒和化学补偿控制对反应堆Keff值影响的情况下，随着可燃毒物棒数量的增多，Keff值呈线性下降的趋势，当毒物棒的布局由密到疏时，Keff值由大变小，这与理论结果一致。     

三维带控制棒反应性温度系数的计算分析

介绍了三维带控制棒计算反应性温度系数的计算方法，对于２００ＭＷ供热堆，在不同棒位下作了三维反应性温度系数的计算，结果表明，慢化剂温度系数的大小和控制棒插入的深度有一定关系。以运行工况临界棒位下的慢化剂温度系数为参考，对二维计算结果作了分析，结果表明第二维无控制棒计算是保守的近似。     

Indirect estimation method of the turbulence induced fluid force spectrum acting on a fuel rod

This paper proposes a methodology to identify a turbulent flow induced force acting on a nuclear fuel rod based on the indirect input force estimation theory in structural dynamics, which is useful to predict the forcing function when the input force cannot be measured directly. Since the nuclear fuel rod in a PWR (pressurized water reactor) is exposed to coolant flow, the turbulence induced force generates a fuel rod vibration which may cause a fretting wear on the surface of the rod. This study develops a method to estimate turbulence induced force spectrum indirectly for a real scale fuel rod loaded in a nuclear fuel test facility. The proposed method requires a reliable finite element (FE) model which simulates the fuel rod dynamics well; therefore, the FE model is discussed, especially regarding the procedure to determine the effective rod density. Since the pellets rattle inside the tube due to small gaps between the tube and pellets, especially at the beginning of the fuel's life, the contribution of the pellet mass to the density for the FE model cannot be determined clearly. It is shown that the appropriate density can be estimated by comparing the natural frequencies from the modal test results of the rod (with pellet) and the tube (without pellet). Then, the indirect turbulence induced force estimation theory is applied to the fuel rod, and some numerical and test results are discussed to verify the applicability of the suggested method.     

控制棒水压驱动系统冷态性能实验研究

控制棒水压驱动系统是清华大学为低温核供热堆NHR200发明的新型的内置式控制棒驱动技术,该驱动系统由水压驱动机构、组合阀、控制棒和缓冲器等组成。控制棒水压驱动系统冷态性能是控制棒步进时间和系统驱动压力选取的基础。本文分析了控制棒水压驱动系统的组成和工作原理,完成了全尺寸控制棒水压驱动系统冷态性能实验,包括水压缸最小落棒压力实验、提升缸带载步进实验和快速落棒实验等。在实验结果的基础上分析了关键特性参数的变化规律和机理。结果表明：最小落棒压力是保持驱动机构销爪正常工作所需的最小驱动压力,其对应于压力时程曲线上峰值波动过程的变化起点;步升和步降过程压力拐点分别对应位移到位点,随着驱动水压的增加,水压缸充压拐点压力逐渐增加,步升时间、充压拐点时间逐渐减少。实验研究成果为控制棒水压驱动系统的设计、优化和工程应用奠定基础。