基于中子噪声分析的某核电厂堆芯吊篮梁型振动特征研究

研究了基于堆外电离室中子噪声信号监测压水堆核电厂反应堆吊篮的方法,通过计算电离室中子噪声的互功率密度谱、相干和相位,分析得到了堆芯吊篮梁型振动的频率;利用该方法,计算获得了某正常运行状态下压水堆核电厂换料周期内堆芯吊篮梁型振动频率和中子噪声功率谱幅度的变化趋势,结果说明了在反应堆正常运行状态下,随着堆芯燃耗的增加,吊篮梁型振动频率发生了微小漂移,频率变小,该频率处中子噪声功率谱幅度变大。     

核反应堆吊篮振动引发中子噪声的实验研究

利用临界装置,开展了吊篮振动引发中子噪声实验研究.在反应堆稳定运行工况下,采取随机信号、窄带扫频和单频3种激励方式激励吊篮振动.在最大激励力下,吊篮最大振幅21μm,主要振幅在3～10μm.对中子噪声频谱分析显示,本底中子噪声信号频谱幅度随频率近似呈指数衰减.对临界装置的吊篮,振动引发的中子噪声频谱主要分布在数十Hz以上,容易分辨.研究中采用了高通数字滤波技术,改善了对特征频率的观察和识别.随机力激励吊篮,激发出了吊篮和围板的低、中频振动引发的中子噪声特征谱;窄带扫频激励吊篮,在20Hz～70Hz范围的扫频窄带内,中子噪声频谱主要出现70Hz以上的特征谱线,在70Hz～110Hz范围内,主要出现低于扫频窄带频率的特征谱线,在110～180Hz范围内,主要出现125Hz左右的特征谱线,从180～190Hz起的窄带扫频中,只能激励125Hz左右的特征谱线;30Hz～150Hz频率范围内单频激励吊篮,主要出现几个特征谱峰.由此鉴别出吊篮振动模态频率为76.2、125.0、181、215、239.7Hz.     

某核电厂吊篮梁型振幅偏大问题分析与诊断

通过对方家山、宁德核电机组多个燃料循环周期的堆外中子噪声信号进行分析,得出了吊篮梁型振动频率和幅度的特性。将此特性应用到其他核电机组,发现某核电机组吊篮梁型振幅偏大。对该机组吊篮梁型振动频率和幅度的变化趋势、频率的漂移量、幅度的增长率进行分析与诊断,判断吊篮并没有发生明显的支撑劣化情况,并给出了该机组可继续运行的条件。      

反应堆堆内部件振动中子噪声物理模型研究

中子噪声分析对反应堆堆内部件振动监测有重要意义。本文采用微扰理论 (系统方程和扰动源项 )、控制理论 (传递函数 )、反应堆动力学方程 (点堆动力学方程 )建立了堆内部件振动中子噪声物理模型 ,并且用它来解释实验 ,较好地解释了实验测量得到的功率谱密度。在理论模型中通过引入一低频噪声项 ,较好地描述了实验测量功率谱密度低频端的抬高。另外对于吊篮梁式振动 ,则采用四个堆外探测器来实现监测。通过这种方法 ,可以较好地监测吊篮梁式振动和进行计算机仿真模拟。     

基于活化法及MCNP程序的临界装置功率刻度

介绍了临界装置功率刻度的方法,在不同功率台阶下利用活化法测量临界装置的中子注量率分布及归一点的绝对中子注量率,并利用经修改编译的MCNP程序对临界装置的中子注量率分布进行校核计算。基于中子注量率测量及计算结果通过裂变率法计算不同功率台阶下临界装置的功率,同时外推到堆芯最大热中子注量率为1×10⁸cm^-2•s^-1时的功率,实现了临界装置的功率刻度。     

运行核电厂堆芯吊篮壳型振动特性研究

反应堆堆芯吊篮的振动反映了吊篮及相关堆内构件的振动情况与设备稳定性，是评估反应堆安全运行的重要依据。本文采用中子噪声技术和信号时频域分析方法，重点研究了堆芯吊篮壳型振动特性，通过分析某核电厂特定机组近几年的监测数据，获得堆芯吊篮壳型振动模态参数的变化趋势。结果表明，在每个燃料周期内，吊篮壳型振动频率有逐渐变小趋势，每经历一次大修后，振动中心频率基本恢复至上一个燃料循环的初始振动频率处。研究结果有助于了解堆芯吊篮在多个燃料循环周期内壳型振动的特性和成因，为堆芯吊篮早期故障诊断奠定基础。      

华龙一号吊篮1∶5模型试验流致振动响应计算分析

秦山核电厂二期堆内构件1:5模型试验的流致振动分析是利用试验数据外推得到的,目的是获得响应最大值。华龙一号(HPR1000)堆内构件1:5模型试验吊篮的流致振动响应分析采用了相类似的分析方法,最终获得了吊篮的位移和应变响应值。该方法首先进行HPR1000吊篮有限元模型建模,幵通过模态分析获得了各阶模态的响应最大点的值与测量点的模态频率下响应值的比例关系,用该比例关系获得了吊篮的最大响应值。     

加速器驱动快-热包层耦合次临界系统的性能研究

通过研究表明:加速器驱动快-热包层耦合次临界系统(ADFTS)具有同时高效嬗变锕系元素(MA)和裂变产物(FP)的优点.从中子物理学角度,对ADFTS的能量放大行为进行了分析,提出了快包层中子放大系数和快-热包层中子耦合系数的概念,并给出了中子放大系数的计算方法.对加速器驱动次临界系统的增殖能力进行了研究.研究表明,ADS具有比常规临界反应堆更高的增殖能力.     

ADS次临界系统中子时空动力学计算与瞬态分析

加速器驱动次临界反应堆(ADS)中子时空动力学计算需要考虑外中子源和空间分布的影响,比临界系统中子动力学计算要复杂得多。本文将改进准静态(IQS)近似与蒙特卡罗(MC)方法相结合,对于带外源的ADS次临界系统中子时空动力学过程,形状函数、动力学参数由MCNPX程序计算得到,幅度函数与集总参数热工反馈模型进行耦合计算,并开发了IQS/MC计算程序可视化操作界面。针对CIADS靶堆耦合系统参考方案物理模型,对引入束流瞬变及无保护失流工况过程进行瞬态模拟计算分析,给出了堆芯相对功率、燃料温度及冷却剂出口温度随时间的变化曲线。同时,将中子注量率进行分群计算,得到了堆芯分能群的相对中子注量率网格分布随时间的变化,模拟结果与理论分析一致。     

用核噪声方法测量氢化锆零功率堆的瞬发中子衰减常数

瞬发中子衰减常数α是反应堆的重要动态参数,由次临界和临界状态下的瞬发中子衰减常数可以刻度出反应堆的次临界深度。在瞬发中子衰减常数的测量中,脉冲中子源方法是经常使用的非常成熟的方法。本文叙述另一种方法——核噪声方法测量瞬发中子衰减常数,这种方法使用中子探测器,探测堆内中子水平的涨落,通过对中子涨落信号的分析处理,导出瞬发中子衰减常数α。与脉冲中子源方法相比,核噪声方法的优点是测量方法简单,只需在反射层内放置中     

基于实验数据的吊篮表面脉动压力分析

基于堆内构件缩比模型流致振动实验实测得到的吊篮表面脉动压力数据,分析了吊篮表面不同位置脉动压力功率谱密度的分布特征,并对脉动压力功率谱密度的相关性进行分析得到相关长度的特性。结果表明,吊篮表面的脉动压力功率谱密度随频率的增大快速减小然后趋于平缓,是一种频率成份十分丰富的宽带衰减谱,在吊篮同一高度区域的脉动压力功率谱密度基本相同,不同高度区域的脉动压力功率谱密度的能量差别较大;脉动压力功率谱密度的相关长度随频率递增而急剧减小然后趋于常值;吊篮流致振动响应对脉动压力功率谱密度的影响较小,将吊篮流致振动简化为弱耦合问题是合理的。      

基于中子噪声分析技术的核电站振动监测系统研制

以秦山核电二期扩建工程松脱部件与振动监测系统(KIR)供货项目为背景,研制出了VMS C1201堆内构件振动监测系统.该系统由4个加速度通道和8个中子噪声通道组成,采用PXI总线技术以及虚拟仪器、数据库管理和监测报告自动生成技术,信号调理采用现场可编程门阵列(FPGA)程控技术,各通道信号采用同步处理技术;监测软件采用原始数据存储,并提供开放式接口.该系统具有时程分析、自谱与互谱分析以及压力容器、吊篮和燃料组件振动监测功能.     

Improved PWR-neutron noise interpretation based on detailed vibration analysis

In the frame of extensive work for the development of incipient failure detection methods, neutron noise signals in PWRs of different designs have been investigated using correlation techniques and interpreted by means of theoretical and experimental analysis of the vibrational behaviour of reactor internals. As driving forces of the dominant neutron noise sources have been identified: core barrel beam mode vibrations, shell mode vibrations of cylindrical components and fuel assembly beam mode vibrations. Variations in the long term behaviour of the ex-vessel neutron noise spectra are shown and related to changes in the mechanical properties of fuel assemblies.     

基于压力容器振动信号分析的堆芯吊篮壳型振动特性研究

核反应堆堆芯吊篮的振动状态直接关系到堆芯的安全运行,但堆芯吊篮处于高温和强辐照环境下,无法直接在吊篮上布置传感器测量其振动。本文利用安装在压力容器上的加速度计间接监测吊篮的振动,通过对多核电机组压力容器振动信号相干谱、自功率谱和互功率谱进行分析,获得吊篮壳型振动频率和振幅,并将分析结果与秦山核电厂二期1号机组试验实测值进行比较,分析结果与试验结果相近。研究表明通过对压力容器振动信号的监测与分析,能够有效识别堆芯吊篮壳型振动特性,为吊篮状态评价提供基础。      

用大涡模拟计算流致振动的流体激励力

本文对湍流大涡模拟理论的脉动过滤和Smagorinsky亚格子模型进行了介绍,并用大涡模拟对秦山II期反应堆1∶5模型压力容器和吊篮的环腔内流场进行了数值模拟,计算了吊篮表面压力的时间分布和空间分布,其压力脉动的功率谱密度计算值和实验值在同一个量级内.因此,可以用计算所得的压力作为吊篮振动的激励载荷.     

PWR internals vibrational mode shapes calculation and tests

In the case of Pressurized Water Reactors (P.W.R.) the core is contained in a cylindrical core barrel, surrounded by a thermal shield, with its top rim at the vessel flange. The coolant flow along those internals is highly turbulent and induces some structure vibrations.

The barrel and thermal shield motion change more or less the neutron transmission through the water annulus : consequently, the resonant frequencies of structural vibrations may induce resonances on the power spectral density of ion chamber current. The relative amplitude of the neutron noise and mechanical resonances depends on the mode shapes. A good knowledge of these modal shapes is necessary to make a good interpretation of neutron noise result.

Obtained from a french computer system called AQUAMODE-TRISTANA, using the modal coupling of substructures, taking into account the liquid effects by finite elements and using experimentally deduced turbulent pressure forcing functions, the resonant frequencies, modes shapes and amplitudes of P.W.R. internals (900 MW, three loops) are presented in the paper.

These results are in good agreement with experimental results obtained on the SAFRAN Loop which consists of a reduced scale model of three loops P.W.R. primary circuit and reactor internals and on the FESSENHEIM reactor during cold flow tests.