NHR-200燃料组件定位格架水力学模拟实验研究

为了掌握２００ＭＷ核供热堆定位格架对燃料组件阻力系数的影响,采用１１的实验本体,模拟条件为几何形状,雷诺数相同,在ＨＲＨＴＬ－２００水力实验回路上完成本实验研究。描述了实验本体的设计及制作方法,研究了燃料组件进口节流孔板在开孔直径分别为７０ｍｍ,９０ｍｍ和１１０ｍｍ条件下,燃料组件及模拟定位格架的流动阻力特性。分析了定位格架对燃料组件阻力系数的影响。实验还研究了有、无定位格架时棒束机械振动对燃料组件阻力系数的影响。实验结果表明棒束机械振动对燃料组件阻力系数的影响可以忽略。研究结果可直接用于２００ＭＷ核供热堆的热工水力学设计。     

NHR-200定位格架的设计研究

定位格架是反应堆燃料组件的重要组成部分。２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）燃料组件定位格架主要由条带、围带及角部片簧组成。本文分析了该格架在组件装卸过程中的导向性能，论述了格架三弯弹簧的设计、刚度分析、预变形范围的计算以及弹簧夹持力的确定等。格架条带三弯弹簧的试制实验研究结果表明ＮＨＲ－２００组件定位格架结构设计合理、弹簧选型科学，完全满足供热堆格架设计的要求。     

定位格架防勾挂结构设计研究

定位格架是燃料组件中的重要部件之一，其结构设计除考虑热工水力性能及结构力学性能外，还应保证有利于燃料组件的正常装卸料操作。堆芯中相邻燃料组件之间横向间隙较小，为保证燃料组件的装卸料操作顺利，通常在格架外围设计导向结构以避免发生勾挂损伤。本文主要针对商用电站燃料组件装卸料过程中定位格架发生勾挂损伤的现象，从定位格架结构上分析其发生勾挂的原因，并采用三维建模软件（UG）模拟格架相对运动的配合状态，指导格架导向结构的设计。研究表明，现有AFA3G格架导向结构具有一定的导向作用，但在极限配合状态下仍存在因咬合而出现的勾挂问题。本文提出限制外围燃料棒位移、外条带上部设置连续导向翼结构的设计思路，通过三维模拟以及试验验证，表明该设计能够有效降低格架的勾挂风险。     

全结构的5×5定位格架及棒束通道的三维流场分析

研究燃料组件定位格架及棒束通道的流动特征对组件结构设计有重要意义.为此,以5×5燃料组件的全结构定位格架为研究对象,建立组件的三维几何模型及非结构化网格,并采用CFD程序对棒束通道的流动特征与燃料棒的传热特征进行仿真,研究定位格架上搅混翼、刚突、弹簧和条带对组件流场的影响.研究表明定位格架对燃料组件的流动搅混和传热有明显的增强,搅混翼对流场的扰动最显著,其下游的横流主要沿翼片伸张方向发展,扰流长度为格架高度的10倍以上;刚突和弹簧只在其结构部位产生局部横流,刚突的横流以自条带向凸沿发展,单弹簧结构的横流沿弹簧的弯曲方向,双弹簧结构只在与条带连接处有微弱横流.     

定位格架对单棒通道欠热流动沸腾影响的数值研究

为了研究定位格架对燃料棒束通道内冷却剂热工水力特性的影响规律,选取5×5棒束通道中心的一根燃料棒及定位格架进行数值研究。建立了基于欧拉两流体六方程的带定位格架的竖直单燃料棒通道内冷却剂欠热沸腾多相流模型,并实验比较验证了模型的准确性,获得了带定位格架与不带定位格架的单燃料棒通道内发生欠热沸腾时相关热力参数的空间分布特征,揭示了定位格架对欠热沸腾流动及换热特性的影响规律。结果发现:相较无定位格架结构,引入定位格架及搅混翼后,流场和温度场发生了不同程度的逆时针旋转,平均二次流最大值能达到进口速度的13.5%,局部二次流强度可达到60%,整体压降仅增加5%;定位格架显著增大了液相对流热流密度,最大增幅为44.3%,导致液相过冷度、壁面过热度和气体体积分数的进一步降低,从而增强了核反应堆的安全性。     

平直条带流致振动特性实验及其数值模拟研究

核反应堆内燃料组件受到高流速冷却剂的冲刷会产生流致振动现象,而燃料棒包壳和格架条带的振动将会导致燃料组件受到磨损,从而影响核电厂运行的安全性.为了研究格架条带流致振动的特性及分析方法,采用不带结构的不锈钢平直条带进行流致振动实验,并使用激光多普勒测振仪测量其在水流动条件下的振动特性.实验结果表明:当涡激振动频率在接近固有频率时会发生"锁定"现象;在特定流速区间内,涡激振动频率与流速呈线性关系;通过湿模态模拟方法可以较好地预测平直条带在水中的固有频率.     

定位检测破损燃料组件的堆芯啜吸法

破损燃料组件定位检测系统是为了确保反应堆安全运行、及时处理燃料包壳破损事故的安全重要设备.根据目前国际上对有元件盒反应堆采用的堆芯啜吸法,即在反应堆换料期间或发生燃料包壳破损事故时,停堆后直接从仍在堆芯位置的元件盒中取样,进行放射性测量和分析,从而鉴别出有破损的燃料组件的方法,作者设计了200MW低温核供热堆破损燃料组件定位检测系统.该设计既有国际同类设备的先进水平,又结合了低温核供热堆的特点和我国国情,保证了200MW低温核供热堆的安全.     

AP1000乏燃料池临界安全及影响因素初步研究

通过对AP1000乏燃料贮存格架进行临界安全分析计算,将贮存格架贮存的乏燃料假设为新燃料,从计算的角度初步验证了该格架能满足临界安全准则,以及将乏燃料贮存池中的水密度作为临界安全的主要影响因素研究乏燃料贮存的临界安全问题.     

压水堆燃料组件流致振动关键技术研发及应用

燃料棒包壳磨损是燃料组件设计中最关注的现象,流致振动引起的燃料棒与格架间的微动磨损是造成燃料棒失效的一个重要原因.采用理论分析、数值模拟与程序开发相结合的方式,完成了压水堆燃料组件流致振动及其诱发的微动磨损的分析评价方法与关键技术研发.首先,基于有限元方法建立燃料棒—格架支撑相互作用的振动分析模型,获得了燃料棒的动态特性,并为专用分析程序提供关键输入参数;其次,利用随机振动理论,从经受湍流作用的薄圆柱体振动响应的理论分析出发,针对湍流激励、流弹失稳和漩涡脱落3种流致振动机理,建立了燃料棒振动响应的理论模型,基于振动分析得到的响应和ARCHARD公式,建立了燃料棒的微动磨损分析模型,并开发了专用程序;最后,完成了燃料棒流致振动及微动磨损的工程应用,形成了一套评价压水堆燃料棒流致振动与微动磨损行为的分析方法与分析工具.     

穿透概率法求解二维六角形几何多群中子积分输运方程

讨论了用穿透概率法求解二维六角形几何轻水堆燃料组件中子通量的分布,提出了一种简易计算模型。子区内中子源采用各向同性平源分布,子区量在方向上采用简化６Ｐ１近似。根据提出的模型,编制了ＴＰＨＥＸ＿Ａ程序,并对一些轻水堆六角形组件问题作了计算,计算结果与ＤＲＡＧＯＮ程序计算结果以及ＭＣ结果进行了比较,符合较好,本程序可用于轻水堆六角形燃料组件计算。     

分体式新燃料组件干式贮存架设计研究

分体式新燃料组件干式贮存架主要用于反应堆换料用新燃料组件入堆前的吊挂贮存,安装在新燃料贮存间内,采用U型钢结构,三面靠墙的布局方案,提高了贮存架结构强度和抗震性。其基体材料为碳钢,表面涂层材料为奥氏体不锈钢,不污染新燃料组件,可长时间免维护,兼顾了强度、制造工艺和耐腐蚀性能的要求。由于采用分体模块化结构,便于分散制造,集中组装,在不破坏整体结构的情况下,通过增加新的贮存模块,提高贮存燃料组件数量,具有占地面积小、安全可靠、操作方便、制造成本低,便于生产制造、安装、调试等特点。     

遗传算法在堆芯燃料管理装载模式优化中的应用

从堆芯燃料管理装载模式 (L P)优化中的非确定多项式 (NP)特征和全局寻优要求 ,探讨了遗传算法在 L P优化中的应用。结合 L P优化和遗传算法特点 ,建立了 L P优化的数学模型的矩阵表示。为了解决组件矩阵的有效性问题 ,对组件矩阵进行基于位置的遗传操作 ;考虑到可燃毒物数目的独立性 ,对可燃毒物矩阵进行随机遗传操作 ;对旋向矩阵进行经典遗传操作。类比旅行商问题 ,完成了 L P优化遗传算法编码和解码。并可与相应的堆物理计算程序构成一个完整的堆芯燃料管理程序。     

不锈钢陶瓷复合管材剪切过程数值模拟

快堆乏燃料组件进入快堆乏燃料后处理工艺流程的第一步便是剪切解体,因辐射的制约,通常使用不锈钢模拟元件包管和陶瓷模拟燃料芯棒进行实验。将不锈钢模拟元件包管和陶瓷模拟燃料芯棒并组成复合管材模型模拟单根快堆乏燃料组件,根据非线性有限元分析软件Abaqus中Johnson-Cook本构模型与Johnson-Holmquist ceramic(JH-2)本构模型构建不锈钢陶瓷复合管材的材料模型,模拟其剪切断裂过程,并研究不锈钢陶瓷复合管材在剪切过程中断裂损伤失效过程中受力变形情况,以及刀具进给速度、剪切间隙对剪切力的影响。结果表明最大剪切力随进给速度增大而增大,随剪切间隙增大呈现先增大后减小的趋势,能为组件剪切方案和剪切机设计提供参考。     

快堆局部堵流所致堆芯局部熔化事故的预测模型

为了预测正常功率下快堆单个燃料组件入口瞬间完全堵流所导致的事故序列,根据SCARABEE-N系列实验建立了相关模型。采用两流体模型来描述冷却剂的两相热工水力行为;包壳的流动、燃料的熔化及塌陷采用类似SURFA SS程序的经验性方法处理;对于事故后期形成的UO2-钢混合体热源沸腾池,采用一维半经验模型描述。对SCARABEE BE+1实验进行了计算,计算结果与实验结果基本吻合。在此基础上,对中国实验快堆(CEFR)在此事故工况下的行为进行了预测,结果表明堵流后7.2~8.0 s事故传播到相邻燃料组件。     

民用核反应堆中堆内构件围辐板组件的装配

围辐板组件是堆内构件的一个关键部件，它是核反应堆燃料组件的第一道屏蔽层，更为核燃料组件提供了一个腔体。因此在装配围辐板组件需反复测量数据，并且记录测量所得的数据。在确定基准后，且在上，下堆芯板对中后，测量围辐板组件与上、下堆芯板上燃料位置的间隙，核燃料的装入是靠上、下堆板上的燃料销定位的，这保证了现场装料时安全，可靠。     

板型燃料组件池式反应堆堆芯流量分配

为优化板型燃料组件池式反应堆设计 ,采用商用流体力学计算程序 CFX5对堆内流场进行了数值模拟。数值计算结果表明 :堆芯流量分配比较均匀 ,位于堆芯中央组件的流量较大 ,而位于堆芯边缘组件的流量较小。安装围桶的堆进出口差压与没有围桶的堆进出口差压很接近 ,随着堆入口流量增大 ,堆芯各组件流量与组件平均流量的最大误差和最小误差变化很小。安装围桶的堆芯流量分配情况与没有围桶的堆芯流量分配情况近似 ,安装围桶不能有效改善堆芯各组件的流量分配     

压水堆燃料组件池边检查技术研究进展

 燃料组件池边检查是核电站燃料组件首要且必不可少的重要检测项目。基于压水堆燃料组件水下检查引出池边检查技术特点, 分析了当前池边检查技术的国内外研究现状, 介绍了燃料组件水下外观、尺寸测量、涡流氧化膜测量等池边检查技术。池边检查技术可以准确可靠地得到压水堆内燃料组件辐照后表面状态、辐照伸长、包壳氧化程度等辐照信息数据, 为压水堆燃料组件堆内辐照稳定性和完整性等评价提供必要依据。     

MCNP程序在CARR物理启动计算中的应用

 中国先进研究堆(CARR)既没有参考堆,也不进行零功率物理模拟实验,其物理启动工作完全以理论分析结果为依据,这在国内大型研究堆的启动中尚属首次。CARR堆芯结构复杂,启动过程中堆内标准燃料组件、跟随体燃料组件和贫铀组件混装,堆芯装载变化大,大部分基于扩散理论的物理计算程序较难完成CARR物理启动的理论分析工作。选用MCNP程序对CARR物理启动的各项实验进行模拟计算,该程序强大的几何描述功能很好地解决了上述难点。得到的计算结果为CARR物理启动工作提供了重要依据和参考,保证了CARR物理启动工作的安全顺利进行,实验结果表明,MCNP的计算结果准确可信,该程序在CARR物理启动工作中的应用是成功的。     

10MW高温气冷实验堆建造许可证的安全审评(英文)

清华大学核能技术设计研究院目前正在设计建造我国第一座高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０），功率为１０ＭＷ。ＨＴＲ－１０的设计，体现了模块式高温气冷堆的先进特征，其中最主要的是固有安全特性。ＨＴＲ－１０的安全审评也是一个新的课题。本文阐述了ＨＴＲ－１０建造许可证审评中所遵循的依据和原则以及审评的主要过程和活动，讨论了审评过程中的主要安全问题，包括燃料元件、源项计算、事故分析、安全分级、包容体设计等。     

二维轻水堆燃料组件中子通量和功率分布的计算

本文讨论二维轻水堆燃料组件内中子通量和功率分布的计算。文章第一部分讨论穿透几率方法,提出了一种简易的计算模型。在子区内,中子通量采用线性分布,子区表面上采用P_1近似角分布和线性空间分布,对展开系数导出了简便的表达式,即用表面上的出射和入射中子流来决定,并在迭代过程中逐步更新和精确化,因而减少了求解的未知量,简化了计算。文章第二部分讨论块方法的应用以及栅元等效圆柱化的误差。根据提出的模型,编制了二维TPM2D和BTM计算程序。对轻水堆的一些组件基准问题作了计算。计算结果与其它方法进行了比较,其结果符合得很好。本程序可用于轻水堆燃料组件的计算。