水力驱动控制棒热态极限落棒能力分析

控制棒驱动机构是核反应堆的关键设备,其是否正常运行直接关系到核反应堆的安全性。该文对水力驱动控制棒系统在摩擦力卡棒和倒置等极限工况下的停堆问题,提出了步进缸内腔卸压的解决方法,并在热态实验研究的基础上,建立了正置落棒和倒置插棒的理论模型。分析了极限落棒过程参数(位移、速度和棒内外差压)的变化规律,得到了摩擦力卡棒和倒置等极限工况下控制棒插入堆芯的能力。结果表明:在极限工况下水力驱动控制棒有足够能力插入堆芯。     

基于新型控制棒驱动机构的反应堆功率控制

控制棒驱动机构是核反应堆中的重要机械设备,是反应堆和系统保护的组成部分,承担了控制反应堆的启动、功率调节、停堆等工作.为了研究基于新型伺服活塞式水力驱动机构的核反应堆功率控制问题,对新型伺服活塞控制棒驱动机构进行数学建模,进而建立了具有温度反馈效应的核反应堆功率控制系统(Nuclear Reactor Power Control System,简称NRPCS)的状态空间模型.采用鲁棒H∞控制方法设计了NRPCS的状态反馈控制器.用Simulink进行仿真,验证了控制系统的可行性和鲁棒性.     

一体化水堆内置式控制棒水压驱动技术研究

安全性和经济性满足较小功率用户需求的小型核反应堆为近年来的研究热点,一体化布置水冷反应堆为小型核反应堆的主要堆型之一。核反应堆控制棒驱动机构是反应堆最关键的安全设备,担负着反应堆的启动、功率调节及停堆等重要功能。该文给出一种应用于一体化布置水冷反应堆的内置式控制棒水压驱动技术,包括功率小于50 MW的A型和热功率50～300 MW的B型2种整体设计方案、部件组成、主要功能和性能等工程研究和应用。为一体化水堆提供了完整的内置式控制棒驱动线,包括其部件组成、联接结构、固定方式和功能;降低了反应堆高度;避免了弹棒事故,增强了反应堆安全性;使一体化布置反应堆更加紧凑、体积小、自然循环能力加强。     

5MW供热堆控制棒水力驱动系统

５ ＭＷ供热堆使用水力步进式驱动系统作为控制棒驱动系统．它是一种不同于压水堆使用的电磁－机械式传动的一种全新的控制棒传动。它以反应堆冷却剂（水）为工作介质，经泵加压后，注入安装在压力壳内的水力步进缸。通过由电磁阀组成的控制单元，控制注入步进缸的流量，使缸外套作步进运动，拖动中子吸收元件；控制核反应的进行。整个系统包括有１３套传动缸及其控制单元，所有的控制单元集成到两个组合阀体上。     

水力驱动控制棒的失重和超重工况运动特性

针对将水力驱动控制棒系统应用于可移动海水淡化装置时可能会遇到的失重、超重等问题,该文模拟装置以不同方式变速上升或下降较大距离,建立理论模型分析控制棒的运动特性。通过对计算结果进行分析,得出不同温度、流量下水力驱动控制棒系统不出现异常提棒现象的临界加速度。结果表明,对于200MW低温核供热堆装置,可移动海水淡化装置的上升和下降加速度均应小于0.112g。     

基于Labview的RGL电源柜测量测试系统

RGL是核电站压水堆（PWR）中的重要系统,用于驱动控制棒提升或下插以实现核反应堆的中子平衡,保证核反应稳定、安全的运行．本文重点介绍了以Labview为核心的RGL电源柜测量测试系统的设计方案,工作原理,系统设计和功能调试．     

控制棒水压驱动机构水压缸步升压力变化过程

水压缸是核反应堆控制棒水压驱动机构的重要部分。建立了入缸流体能量方程和水压缸密封流动阻力方程,得到了理论模型。用该模型进行了水压缸步升压力变化过程理论分析。理论动态压力曲线很好地符合了实验曲线。结果表明:随着驱动压力的降低,水压缸步升前充压过程、步升增压过程和步升至顶端后压力变化过程所需时间逐渐增加,且步升增压过程终点压力逐渐减少。该研究结果为获得控制棒水压驱动系统的步进时间提供了理论基础。     

水力步进缸系统动态保持特性研究

水力步进缸系统是以流体动压为动力的反应堆新型控制棒驱动装置。本文将整个水力步进缸系统纳入分析,提出了系统的非恒定流模型,并用这种模型对水力步进缸系统的动态保持特性进行了理论研究和实验验证,理论研究结果与实验结果较好的吻合,验证了计算模型建立的合理性,本文从理论上论证了水力步进缸系统在保持态具有“水力自锁”特性,计算出了系统的固有频率。     

控制棒水力驱动系统在摇摆工况下的运行特性

通过由控制棒水力驱动系统实验本体、六自由度船舶运动模拟器及测量与控制系统组成的实验装置，进行了实验本体随模拟器摇摆时控制棒的步升、步降及全程快速落棒实验，还进行了实验本体横倾４５°静态下的快速落棒实验，取得了一系列实验数据。实验结果表明：控制棒水力驱动系统在摇摆角达３５°，周期为１０ｓ时仍具有良好的运行可靠性和固有安全性；在横倾４５°时仍能靠重力顺利落棒。因而该系统经过适当改进后可以满足摇摆工况下要求，为该系统应用于船用核动力堆提供了实验依据。     

我国第一座低温核供热反应堆启动运行成功

清华大学核能技术研究所研究与建造的我国第一座5兆瓦低温核供热试验反应堆于1989年11月11日启动运行成功。这是我国在核能开发和利用领域取得的一项突破性进展。这个反应堆采用一体化自然循环壳式轻水堆方案,具有优异的固有安全特性。反应堆设置有压力壳和安全壳双重安全屏障,并没有中间隔离回路,因而既简单可行,又安全可靠。5兆瓦堆还采用了新型水力驱动控制棒系统,这种控制棒为我国所独创、也是世界上首次成功地应用于反应堆的新型控制棒系统。5兆瓦低温核供热堆的主要设备均为国产;也是世界上第一座投入运行的壳式核供热堆,技术上达到了国际先进水平。低温核供热堆是近年来出现的专门用于城市集中供热供暖的,安全性能好的新型核动力堆。它为核能的和平利用开辟了一条新途径。目前,苏联、加拿大、联邦德国、瑞士等十多个国家已经开展了低温核供热堆研究,除苏联外,大都处于工程设计阶段。5兆瓦低温堆的建成和运行成功,使我     

冲击作用下水力驱动装置流固耦合动力学

研究反应堆控制棒水力驱动装置在冲击作用下的流固耦合动力学问题。针对系统受向上和向下冲击两种情况,以及系统不同的设计参数,采用商用软件MSC.DYTRAN计算了系统计算模型的动力学响应。计算结果表明水力驱动装置在冲击载荷下的响应与冲击方向、步进缸水柱长短有关。向下冲击比向上冲击使系统产生更大的响应;在同样的冲击下,步进缸水柱越长响应幅值越大。此分析结果可用来评估系统的抗冲击能力。     

5MW低温核供热堆的研制和运行特性

清华大学核能技术设计研究院开发的 ５ ＭＷ低温核供热试验堆已建成运行。本文简要介绍该堆的主要设计特性，其中包括一体化、自稳压和双层壳的结构设计、世界上首次采用的控制棒水力传动系统、自然循环的冷却方式以及防止放射性物质泄人热网的措施等。这些设计措施大大提高了该堆的固有安全性。还介绍了该堆的主要安全性能，重要的试验研究项目及自调节性和自稳定性等运行特性。     

控制棒水压驱动机构单缸步进动态过程

针对控制棒水压驱动机构单个水压缸的步进性能,通过实验获得了水压缸步进的动态过程。结合水压缸的结构特点,分析了步进过程的动态机理和特征动态参数随配重的变化规律。结果表明:水压缸步升动态流量峰值是由于水压缸内套步升到上止点,内套上升导致缸内容积增大而引入的附加流量达到最大值所致,该点与步升压力动态曲线拐点相对应;步降动态流量峰值是由于水压缸内套步降到下止点,内套下落而引起的出缸流量达到最大值所致。该分析为水压缸步进动态过程理论建模以及水压缸密封结构泄漏流阻的研究提供了依据。     

不同流速下电磁驱动控制棒的落棒特性

控制棒的落棒在反应堆控制中是一个十分重要的方面,尤其是落棒时间这个参数。因此,进行了可移动线圈电磁驱动控制棒机构在不同流速下的快速落棒实验;用VC编写的软件控制了实验过程并记录了实验数据;分析了快速落棒实验的数据;得到了各种工况的落棒时间,此外还分析了造成落棒时间差异的原因。结果表明:在额定工况下,落棒时间小于1s;可移动线圈电磁驱动机构的快速落棒性能完全符合研究堆运行的设计要求。     

工程车全液压制动系统性能试验台设计

为了对全液压制动系统的动态响应特性及制动压力输出特性进行精确检测,设计了一套由供油、主体、制动器及测控4个模块组成的全液压制动系统性能试验台,为满足充液阀和制动阀高低温试验空间的要求,主体模块的结构布置力求紧凑.另外,基于LabVIEW平台构建了制动系统参数检测与控制模块,并开发了一套制动踏板驱动机构及其反馈控制算法,实现了制动踏板运动过程的编程控制以及相关测试数据的自动化采集处理等功能.实验表明,该试验台可对不同温度和不同工况条件下的制动系统动态响应特性及制动压力输出特性等关键性能进行自动化精确检测.     

纯水压传动技术在船船上的应用初探

纯水压传动技术是直接以纯水为液压传动介质的技术。纯水介质较之传统的液压油介质，具有环保，价康，安全等显著优点。本文主要阐述了纯水压传动技术在船舶机械上应用的优点度关键问题。并对谈技术取代传动液压油在船舶上的应用和推广进行了分析。纯水压传动技术在船舶机械上吴有广阔的应用前景。     

微电子领域磁悬浮进给机构设计

设计了一种集磁悬浮技术和线性驱动技术为一体的微电子设备用进给机构。此机构采用直线同步电机，对悬浮的平台进给机构提供驱动力，实现了平台进给机构在水平和垂直两方向的无接触支撑和导向。文中对磁悬浮平台进给机构产生的悬浮力和直线电机产生的推力进行了分析计算。此进给机构具有响应速度快、刚度高以及定位精确的特点，能够满足微电子设备高精度、高效率和超洁净加工的需要。