慢化剂温度系数为正时硼浓度限值研究

负慢化剂温度系数是压水堆自稳自调特性的基础,也是压水堆设计和运行的安全要求。在一定的技术规范的框架内,启动阶段的低功率状态下,存在一定的正慢化剂温度系数对运行调控是不利的。因而必须根据零功率试验结果提出保证慢化剂温度系数为负的最高硼浓度限值,以临时运行指令的形式要求运行人员满足这一限值条件。本文通过对慢化剂温度系数与硼浓度关系的研究,提出慢硼系数这一概念,并研究了慢硼系数与功率、燃耗、硼浓度的关系,进而得到了慢硼系数修正公式。最后给出了保证慢化剂温度系数为负的最高硼浓度限值的计算公式及速算公式,并验证了速算公式的保守性和适用性。     

CAP1400控制棒驱动线抗震试验研究

在多点激励试验装置上,对大型先进压水堆CAP1400控制棒驱动线进行抗震试验研究。试验中采用多频波法在控制棒驱动线2个方向同时地震激励,得到了控制棒驱动线在低水平地震(LLSE)和安全停堆地震(SSE)下的应变值和加速度值。试验结果表明,CAP1400控制棒驱动线在地震载荷作用下能够保持其结构完整性和功能完好性。     

AP1000核电厂堆芯寿期延长研究

在AP1000核电厂寿期末,维持满功率运行所需的临界硼浓度已经达到约7×10-6。为实现寿期末核电厂满功率运行,必须采取堆芯寿期延长措施。在基准工况下通过控制汽轮机调节阀开度和降低反应堆冷却剂平均温度引入正反应性,可使核电厂满功率多运行17 d。此外,对慢化剂温度系数和高压给水加热器的关闭列数进行敏感性分析,结果表明,慢化剂温度系数越负,反应堆平均温度降温速率越小,堆芯预期寿期越长。在2种敏感性工况下核电厂寿期末分别可满功率多运行约12 d和54 d。     

控制棒可移动线圈电磁驱动机构极限承载能力实验研究

在清华大学核能与新能源技术研究院的反应堆控制棒可移动线圈电磁驱动机构实验台架上进行了反应堆控制棒可移动线圈电磁驱动机构极限承载能力实验.实验表明,静态极限载荷值随电流增大而呈线性增长;电流为5A时,极限载荷值最大为2276N;热态时,线圈极限载荷有明显下降,下降幅度为12%.动态极限推力随电流增长呈线性增长趋势,并且与运行速度有关.     

新型吸收剂与局部慢化剂相结合的快堆控制棒设计研究

新一代快堆对其控制棒的安全性、使用寿命和经济性提出了更高的要求.传统快堆控制棒以碳化硼(B4C)为吸收剂,但B4C的气体释放、吸收力损失、高温包壳碳化失效及辐照膨胀限制了其安全使用寿命.本文利用能有效处理控制棒空间自屏蔽现象的确定论计算方法,设计并分析了基于替代吸收剂与局部慢化剂的快堆新型控制棒.本文从中子吸收能力、安...     

控制棒驱动机构动态提升特性研究

基于控制棒驱动机构的磁路和电路方程以及对控制棒驱动机构动态提升过程分析,分别推导出系统静态过程和动态过程的磁路-电路-机械运动耦合方程.采用解析解的方法求解提升起始电流和提升起始时间.采用ASME规范推荐的动态分析的数值仿真方法模拟控制棒驱动机构动态提升过程,分析磁极和衔铁间不同设计间隙下系统的提升特性.结果表明,衔铁起始提升时间随着设计间隙增大而增大,且设计间隙越大,提升所需时间越长;提升速度随着时间的增加而增大,且随着时间的增加,提升加速度增大,设计间隙越小,提升结束时的冲击加速度越大.     

水力驱动控制棒极限落棒热态原理实验

针对控制棒水力驱动系统在摩擦力卡棒和倒置等极限工况下的停堆问题 ,根据控制棒水力驱动系统的工作原理 ,提出了步进缸内腔卸压的解决方法 ,并在 2 0 0MW低温核供热堆控制棒水力驱动系统的 1∶1实验台架上进行了这种方法的热态实验。结果表明 :控制棒的落棒速度明显提高 ,棒外与棒内差压在卸压一定时间后能够达到较高的数值。说明水力驱动控制棒在热态摩擦力卡棒和倒置等极限条件下 ,能够克服一定量的摩擦阻力或能够克服重力插入堆芯。为控制棒水力驱动系统在摩擦力卡棒和倒置等极限工况下的停堆提供了一种可选择的方案     

“华龙一号”控制棒机械性能分析方法研究

在分析现有束棒型控制棒设计结构的基础上,建立了用于束棒型控制棒机械完整性分析的通用模型,并以华龙一号采用的束棒型控制棒为对象,开展吸收体温度、热态间隙内压及包壳应力计算分析,验证了该分析方法的适用性、可靠性。     

磁力提升型控制棒驱动机构提升磁极螺纹疲劳研究

对磁力提升型控制棒驱动机构的运动进行电磁-运动仿真.通过电磁分析、力学分析以及疲劳分析的方法,对控制棒驱动机构提升磁极螺纹进行了疲劳分析.结果表明,目前二代核电机型中驱动机构提升磁极在使用寿命内,螺纹结构满足使用要求,但对于第三代核电机型中驱动机构提升磁极在使用寿命末,第一牙螺纹的应力接近许用应力,疲劳寿命及疲劳安全系数偏低,需要进一步优化.     

核电厂控制棒价值测量评价方法改进研究

控制棒价值测量是核电厂物理试验的一项重要的内容.试验测量得到的棒价值需要与理论值进行比较,确保其偏差小于要求的限值.该试验不但验证堆芯满足核设计和技术规格书的要求,以保证安全分析结果的有效性.国内各压水堆电厂的大量试验数据表明,传统的控制棒计算方法得到的理论数据用于测量评价往往出现较大偏差.本文通过对传统的控制棒计算方...     

船用堆控制棒失控抽出事故时堆芯安全特性研究

采用船用堆三维动态安全分析仿真软件对发生控制棒失控抽出事故时堆芯安全特性进行了仿真分析,研究了反应堆分别处于高、低功率运行工况下1组或1束控制棒以不同的速率失控抽出时堆芯燃料芯块中心最高温度、最小烧毁比和冷却剂出口温度等参数的变化规律,并进行了比较,得出了一些有益的结论,对于考察反应堆安全状况和事故发生后反应堆操纵人员制定安全措施具有重要的指导意义。     

基于不确定性与敏感性分析的FA300燃料棒燃耗限值研究

燃耗限值对于燃料棒的安全使用和设计改进均有重要意义,而FA300燃料棒的燃耗限值尚未有系统研究。不确定性与敏感性分析方法是燃耗限值研究的基础,工程上常用的极值分析法、蒙特卡罗法等均难以全面反映燃料棒性能分析中的不确定性与敏感性。本工作采用基于人工神经网络的响应面方法,对相应数学模型进行显式重构,在响应面上进行抽样统计获得不确定性信息;而对于特定形式的人工神经网络,通过简单的代数运算获得敏感性信息。基于这一方法的研究表明,FA300燃料棒的极限准则为包壳腐蚀及包壳应变。结合秦山一期加深燃耗组件随堆考验的检测结果,以及国际上相关使用经验,从燃料性能分析的角度给出FA300燃料棒的燃耗限值为55 000 MW•d/tU。     

次临界或低功率启动工况下控制棒组失控抽出事故DNBR裕量分析

次临界或低功率启动工况下控制棒组失控抽出事故定义为RCC-P Ⅱ类事故,它一直是核电厂安全分析的极限事故之一。本文以典型三环路压水堆为对象,分析了热停堆状态下不同停堆棒组组合对该事故DNBR裕量的影响。研究表明,通过优化热停堆状态下停堆棒组组合,在保证足够的停堆深度下,可进一步提高典型三环路压水堆核电厂在该事故下的DNBR裕量。     

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。     

控制棒驱动机构常温通风均匀性试验研究（续篇）

本文叙述控制棒驱动机构在常温通风均匀性方面的试验。通过平顶型堆顶结构和球面型堆顶结构通风均匀性试验的比较,找出通风的阻力、风速和不均匀系数间的规律。     

An overview of instrumentation and control systems of a Korea standard nuclear power plant: A signal interface standpoint

This paper presents an overview of instrumentation and control (I&C) systems of a pressurized water reactor (PWR) type nuclear power plant (NPP) in Korea. Yonggwang unit 3, which was constructed as a basis model for a Korea standard nuclear power plant (KSNP), is selected as an example for the presentation. This overview is derived from analyzing the I&C systems based on a top-down approach. The I&C systems consist of 30 systems. The 183 I&C cabinets are also analyzed and mapped to the systems. The overview is focused on an interface between the systems and the cabinets. This information will be used to understand the implementation of the I&C systems and to group the systems for an upgrade.