PWR燃料组件定位格架夹持力辐照松弛的研究

PWR 燃料组件定位格架夹持力在辐照场中的松弛行为是定位格架设计中值得重视的问题。本文介绍了定位格架夹持力辐照松弛研究中几种适用的测量方法及其特点,如在实验室研究中测定位格架弹簧力的松弛,在辐照后的17×17验证组件中测燃料棒在栅元中的移动力和滑动力、在抽出燃料棒的空栅元中测栅元摩擦力及栅元尺寸等方法。经比较,各种方法测得的结果基本一致。根据实测结果,还分析了定位格架夹持力辐照松弛的主要影响因素,如快中子积分通量、材料、几何形状、热处理制度及燃料棒直径变化等。说明对新设计的定位格架进行真实工况下的堆内辐照试验颇有意义。     

300MW燃料组件定位格架导向翼三维流场分析

从三维流场分析角度验证了300MW燃料组件定位格架导向翼初步设计改进方案的合理性,采用流体计算软件对燃料组件定位格架或棒束定位格架进行计算,比较导向翼修改前后的定位格架水力特性和导向翼周围流场的变化,为实际工程应用提供了依据。     

优化技术在压水堆燃料组件定位格架开发中的应用

基于计算流体动力学(CFD)技术的优化方法,将CFD软件与三维结构设计软件和计算机辅助优化软件结合起来,对搅混翼结构设计进行了优化,以提高格架的热工水力性能.在5×5格架上对一组最佳结构参数结果进行了CFD计算验证.结果表明,采用这种优化技术进行格架优化设计是可行的.     

AP1000型燃料组件水平放置对格架弹簧影响分析

核电厂建设的工期延误和组件制造厂的燃料组件存贮场地不足,不能按期交付的首炉燃料组件被迫存放在组件运输容器内水平放置,有的燃料组件在运输容器内水平放置时间约1年以上.针对燃料组件在运输容器内长期水平放置是否对组件格架弹簧的力学特性有影响,以AP1000型燃料组件为例,对格架弹簧进行了力学特性影响分析.分析认为,燃料组件在...     

秦山核电厂压水堆考验燃料组件辐照后检验

为验证秦山核电厂压水型反应堆燃料组件的设计、制造工艺和材料性能，采用３×３考验组件，在原子能院重水试验堆ＨＷＲＲ的高温高压回路中模拟秦山核电厂反应堆的稳态和短时超功率工况进行了综合考验，平均燃耗达２５７００ＭＷｄ／ｔＵ。对考验组件和燃料棒作了综合性的辐照后检验，检验项目包括：燃料棒的外观观察、尺寸测量、γ扫描、涡流探伤、Ｘ射线照相、裂变气体释放率测量，包壳管、控制棒导向管和格架弹簧片的力学性能试验，包壳和燃料芯块的微观组织分析和定量测量，水垢的Ｘ射线衍射分析等。检验结果表明：考验组件设计合理，制造工艺可靠，燃料芯块、包壳和其它材料的性能均能满足要求。所取得的检验结果可为秦山核电厂压水堆的燃料组件以及同类燃料组件的设计、制造和性能改进提供依据。     

燃料组件格架弹簧刚度模型研究

格架弹簧是压水堆燃料组件的关键零部件,其为燃料棒提供夹持功能。刚度是格架弹簧的关键特性,其关系到燃料棒的堆内运行性能。本文基于格架弹簧的结构以及受力特点,给出了格架弹簧的受力分析模型,并推导了理论刚度计算公式,即得到了格架弹簧的理论刚度模型。另外,在商业有限元软件ABAQUS中建立了多种尺寸格架弹簧实体结构的有限元刚度模型,并计算获得了格架弹簧的变形量以及刚度曲线。通过有限元结果与理论刚度模型结果的对比,证明了理论刚度模型的合理性,并分析讨论了理论刚度模型的优缺点。本文首次提出的格架弹簧理论刚度模型可用于代替格架方案设计期间的有限元迭代过程,并能快速获得优化方案的主要设计尺寸。但本文分析方法不能替代实验,在方案固化后仍需开展实验确定格架弹簧的刚度。本文得到的格架弹簧理论模型可为燃料组件格架弹簧参数的快速优化设计提供新的思路。     

压水堆燃料组件方形定位格架结构设计、工艺特点和性能评价

定位格架是压水堆燃料组件的重要部件,其设计优劣直接影响到反应堆的经济性和安全性。方形定位格架设计与研究历时八年之久,先后设计出几种结构形式的定位格架。热工、水力和力学等堆内外试验证明,其中一些结构形式的定位格架基本满足设计要求,在定位格架上方设置交混翼,使热工性能明显改善,与无交混翼格架相比,临界热流密度提高20%以上,这些定位格架均可以在工程上使用。     

反应堆核燃料组件定位格架的两相流动压降计算

燃料组件定位格架的两相流动压降计算是反应堆热工水力计算的一个重要内容.本文从两相流动的机理分析入手,根据动量平衡关系推导出了定位格架的两相流压降计算关系式.并用实验数据进行了验证,实验数据与计算公式之间的偏差不超过±30%.     

秦山核电厂压水堆燃料组件设计

秦山核电厂压水堆燃料组件采用无盒方形、15×15栅格、束棒控制、弹簧定位格架结构。文中列出了设计依据和要求.简述了燃料俸、定位格架,上下管座、控制棒导向管和通量测量管的结构形式、特点及功能。文章介绍了根据计算、研制、试验结果对燃料组件进行的安全分析与评价,分析表明,燃料组件的性能是满足设计要求的。最后对燃料组件提出了改进方向。     

定位格架因科镍718双弹簧成形工艺及模具

双弹簧是燃料组件定位格架的重要零件,根据双弹簧成形工艺和毛坯尺寸的分析计算,确定了两种工艺和排样设计,同时设计了一付双弹簧斜楔滑块打弯成形进模,经试冲表明,采用新的成形级进模生产的产品,其各项成形指标均达到技术要求。     

压水堆核电厂堆芯燃料管理优化研究

本文简述了用线性规划方法迭代求解优化问题的数学模型和以此为基础研制的堆芯燃料管理优化设计程序FMOP,并给出了对600MW核电厂压水堆所作的优化计算结果与分析。     

计算流体动力学在燃料组件热工水力性能分析和格架研制中的应用

国外使用商用计算流体动力学(CFD)软件分析燃料组件中流体的三维流场和温度场,并将验证的方法用于燃料组件格架设计,获得了成功。中国核动力研究设计院空泡物理和自然循环重点实验室用CFX程序对带格架棒束内流场进行了计算,解决了小尺寸复杂结构几何体的模拟,边界条件的选取和CFX计算能力的评价,然后完成了单相,空气一水两相流场和流动特性的计算分析及试验对比验证。已完成的研究表明,尽管CFX程序目前在计算两相流动和传热方面还存在不足,但通过比较单相流场的湍流,旋涡和棒束附近流体温度分布基本可以评价格架对流体的交混性能;格架上的弹簧和刚突对于流动有相当的作用,对其进行模拟是必要的。研究还建议在使用CFD方法进行燃料组件格架热工水力分析前要先进行基准练习以保证分析结果的正确性。     

AFA3G定位格架条带技术研究

介绍了目前国外燃料组件高燃耗、长周期、低泄漏的发展方向;阐述了研制高燃耗燃料组件定位格架的必要性和可行性。提出了定位格架研究中的主要技术指标、研究方案和实施途径。明确了定位格架条带的研制内容和模具制造中的技术难点;给出了总体实施方案,并确定了研究目标及技术性能指标。最后对格架研制中的关键技术和实施方案及格架研制中的相关配套条件进行了分析。     

上支承柱组件的设计改进

通过分析反应堆堆内构件上支承柱在制造过程中由于对中不好导致焊接变形以及上支承柱组件内热电偶安装不到位的原因,提出对上支承柱组件增加止口设计和端塞等设计改进,有效地避免了同类问题的再次发生,为后续核电厂堆内构件上支承柱组件的设计提供技术参考.     

秦山核电厂300MW压水堆压力壳设计

本文从反应堆压力壳的功能和要求出发,介绍了设计参数和规范、结构设计、设计特点、应力分析和质量保证等方面的内容。     

电网瞬态对压水堆机组运行的风险分析

文章分析了电网瞬态对压水堆机组运行潜在的不利影响,并提出了相应的预案,目的是为了使反应堆操纵员能对电网瞬态及时做出正确的响应,并且为操纵员提供足够的操作指导,保守地监控压水堆机组运行.     

压水堆核电站生产放射性同位素堆芯设计研究

对压水堆核电站生产放射性同位素进行了堆芯设计研究。采用钴棒替换阻流塞棒方案,对传统的压水堆阻流塞组件进行改进,在改进后的阻流塞组件压紧部件下对称悬挂24根钴棒,在确保反应堆安全的前提下生产放射性同位素。本文对钴芯块、钴棒节和钴靶件组件的设计进行了详细介绍,分析了钴靶件组件的特性及其对堆芯装载方案设计的影响。结果表明：用压水堆生产钴的放射性同位素在堆芯设计上可行,堆芯各项安全参数满足限值要求,生产的放射源可为核电站带来良好的经济收益。     

压水堆核电厂乏燃料组件源项计算分析

核燃料贮存、运输以及后处理过程中的安全是构成核与辐射安全的重要内容,为保证安全性,提高运输经济性,减小后处理厂对环境的排放,须获得乏燃料组件的包络源项,因此,采用ORIGEN-ARP程序分析组件运行历史、初始富集度、燃耗深度等参数对源项的影响。运行历史在卸料初期对源项略有影响,可采用合适的保守因子予以包络,在冷却一定时间后,其影响可忽略不计;初始富集度、燃耗深度均不同的组件须经对比计算以获得包络源项。计算表明：在目前核电厂乏燃料组件中,²³⁵U初始富集度为4.45%、燃耗深度为55 GW•d/tU的AFA-3G型组件源项是包络的,可作为乏燃料水池、运输容器设计,以及后处理厂排放源项分析的初始源项。     

法杰马第二代先进燃料组件

本文介绍了法杰马所提供的先进燃料组件(AFA)设计所具有的特点,同时介绍了第二代先进燃料组件的技术改进。