船用堆燃料棒包壳疲劳寿命分析

船用堆瞬态变工况下燃料棒包壳温度和冷却剂压力波动较大,引起包壳的疲劳损伤,因此包壳疲劳寿命分析至关重要。本文利用ANSYS软件模拟船用堆瞬态变工况下燃料棒的热机械行为,结合锆包壳疲劳寿命设计曲线,考察包壳温度、冷却剂压力、燃料棒内压以及辐照对船用堆燃料棒包壳疲劳寿命的影响。计算结果表明,瞬态变工况使得包壳疲劳寿命有很大降低;包壳温度变化与冷却剂压力变化相比,前者对包壳疲劳寿命的影响小;辐照会降低包壳疲劳寿命。在不影响核动力船舶机动性的前提下,可采取一些必要的措施来降低包壳的疲劳损伤。     

脉冲堆瞬态棒的提升速度及传动设计

本文通过点堆模型,分析了脉冲堆瞬态棒提升速度对于脉冲运行工况的影响。得到如下结论:1.瞬态棒出堆的末速度对功率脉冲的峰值影响最大。2.出堆速度越高,投入的过剩反应性的损失越小。3.存在一个临界速度,当低于该速度时,反应堆将不会产生脉冲功率。以这一分析为基础,我们选用快排型气缸作为瞬态棒的提升机构。在对气缸的运动进行分析计算及试验的基础上,提出了设计曲线及设计方法。在这一试验中,气缸的末速度达到11m/s。     

脉冲堆动态引发过程中初始反应性的测量

提出了脉冲堆动态引发过程中初始反应性测量的当量外推方法,由逆动态反应性测量系统、控制棒定位监测系统和裂变脉冲波形测量系统共同获得的数据而得到系统的反应性。此方法在裂变脉冲动态引发实验中成功地得到了应用,获得了初始反应性及其分布。     

反应性动态加入对脉冲堆中子脉冲波形的影响

在点堆模型基础上开发了脉冲模拟程序,该程序考虑了缓发中子效应、裂变热反馈效应和脉冲棒的行进过程,可以描述脉冲堆爆发脉冲全过程的中子强度、裂变能以及反应性的变化,并经过实验数据验证。用该程序计算CFBR-Ⅱ堆在反应性动态加载过程中全波形、峰功率、反应性等脉冲特征参数,结果表明:脉冲引发的越晚,其峰功率和裂变产额越大,而且其最大裂变产额与静态爆发脉冲情况下的裂变产额相同。     

先进船用堆MRX堆芯设计和安全系统

日本已经设计出一种先进船用ＭＲＸ，它能提高安全，并具有结构紧凑，重量轻等特点。ＭＲＸ反应堆为一体化压水堆。采用池式安全壳，内置式控制棒驱动机构和运用自然循环的应急衰变热导出系统。燃料元件的设计基础是先进的压水堆（ＰＷＲ）燃料技术。针对船用堆，堆芯设计满足下列特殊条件：（ａ）在低温情况下，一组具有最大反应性价值的控制棒提出堆芯，不需利用可溶毒物，能够维持反应处于次临界；（ｂ）一组具最大反应性价值的控     

Simulink仿真软件在船用堆参数快速计算中的应用

以6组缓发中子点堆模型和堆芯双区集总参数模型为基础,建立Simulink仿真模型,对船用反应堆动态过程进行仿真分析,并与相关文献作比较.结果表明:Simulink仿真软件能以较长的平均步长对反应堆动态过程作高精度仿真,能够在普通微机上实现物理热工参数超时计算,对船用反应堆安全运行有重要意义.     

快堆中心反应性研究现状

本文综述了快堆中心反应性系数的研究现状,认为发展不同条件下各种样品的反应性系数的计算方法,进一步完善基准装置上的实验测量技术,分析其计算值与测量值之间不一致的原因所在,是一件很有意义的工作。     

1500MW驻波堆控制系统仿真研究

本文以中国原子能科学研究院预先设计研究的热功率为1 500MW的驻波堆为模型,以Matlab的Simulink子软件包为仿真平台,通过理论分析、推导,建立了驻波堆各主要部件的模型。包括:堆芯物理模型、堆芯热工模型、冷池模型、热池模型、栅板联箱模型、中间热交换器模型、管道模型、泵模型以及蒸汽发生器模型;同时建立了以步进电机作为驱动电机的控制棒驱动机构和功率调节系统模型,并基于这些模型构建了1 500MW驻波堆的仿真模型。通过调研国外现有快堆的控制运行方案,并结合驻波堆自身特点,文中提出了1 500MW驻波堆适合采用"堆跟机"的运行方案,分别给系统添加反应性扰动、一回路流量扰动、二回路流量扰动以及负荷扰动,对提出的"堆跟机"运行方案进行仿真分析,仿真结果表明1 500MW驻波堆采用"堆跟机"方案时各参数满足理论要求,反应堆运行情况良好,此方案可作为1 500MW驻波堆的运行方案。     

中国先进研究堆燃耗反应性系数测量

中国先进研究堆(CARR)燃耗反应性系数测量试验采用控制棒棒栅效率刻度法来获取初装态反应堆满功率运行时的燃耗反应性系数。该试验的目的是通过测量获得反应堆燃耗反应性系数,为将来CARR长期安全运行提供原始基准数据,同时验证设计理论计算结果。试验采用了两种测量方案,两种测量方案获得的燃耗反应性系数均为负值,且二者数值符合度高,测量结果与核设计值有一定偏差,但满足试验验收准则。     

基于双群点堆模型的小型压水堆反应性扰动的动态模拟

本文采用双群点堆动力学模型耦合传热集总参数模型,分别对小型压水堆高、低功率条件下反应性扰动进行模拟,并与三维仿真模型进行比较.结果表明:本模型可较好地模拟小型压水堆反应性扰动情况下的功率、温度变化趋势及峰值,且分析时间短,能满足工程精度要求,可用于小型反应堆正常运行以及事故状态下反应性扰动的现场超时预测.     

基于Simulink输入阶跃反应性时有温度和毒物反馈的反应堆动态响应仿真

计算机仿真对核反应堆运行和核电人员的培训具有十分重要的意义.基于Simulink仿真软件,本工作对点堆中子动力学方程输入阶跃反应性考虑6组缓发中子时具有温度和毒物反馈的特性进行研究,计算了某型反应堆在两种典型工况下引入正、负阶跃反应性时各主要运行参数的变化规律,并将最终的结果与三维模型计算数据进行了对比.结果表明:利用Simulink进行点堆仿真研究能够高效、便捷地满足系统要求,且仿真结果与三维模型计算的数据符合得较好.     

秦山核电厂反应堆控制棒价值和硼价值测量试验

本文系统地介绍了秦山核电厂反应堆控制棒组价值和硼价值在首次物理启动中的测量试验。简要介绍了测量方法、仪器装置、试验经过、实测结果和误差分析。试验结果表明:测量值与理论计算值符合得很好,达到了验收准则的要求。     

用硼中毒法进行脉冲堆控制棒效率和总后备反应性测量

本文介绍了在脉冲堆零功率物理实验中,利用硼中毒法测量反应性的原理和方法,给出了脉冲堆堆芯的硼微分价值、控制棒效率和总后备反应性的实验结果。还利用硼中毒法和脉冲中子源法配合进行脉冲堆控制棒之间反应性干涉效应的实验研究,取得了初步结果。     

核反应堆控制棒倾斜落棒时程模拟

事故情况下控制棒组件会在自身重力作用下下落,下落时间是衡量核电站安全运行的重要参数之一。通过建立落棒物理模型,分析落棒的物理过程以及控制棒下落过程中的各阶段的受力情况,得到了落棒控制方程。采用VS2010软件对控制方程数值求解,完成了控制棒组件竖直及倾斜下落过程的时程的分析,对比了倾斜落棒角度对落棒时程的影响,得出最大倾斜落棒角度,为反应堆控制棒组件的设计提供依据。     

控制棒新型电磁驱动机构动态特性实验研究

介绍了一种全新的控制棒驱动机构方案—可动线圈电磁铁控制棒驱动机构 ,它将应用于中国先进研究堆上。该研究给出了动态位移实验曲线以及位移修正曲线。实验证明该机构运行稳定 ,没有任何抖动 ,各状态之间转换平稳 ,定位精度高 ,动态负载能力强 ,采用间接测量棒位时需要进行位移修正 ,位移修正值与电流和载荷有关     

反应堆控制棒驱动线三维动态公差分析方法研究

常规压水堆控制棒驱动线（简称驱动线）公差分析方法在公差计算时采用一维的线性累积,其计算过于保守,因此公差计算无法采用极限法,从而无法保证公差设计的置信水平达到100%。针对该问题提出了驱动线三维动态公差分析法,分析了驱动杆由竖直状态到倾斜状态的动态变化,并利用第1接触点和第2接触点作为双基准,约束了驱动杆及其通道的偏移方向和范围。三维动态公差分析法提高了分析的准确性,减少了计算的保守性,并通过模块式小型堆（ACP100）冷态驱动线试验验证了其正确性。      

模块式小堆控制棒导向组件设计分析

通过对模块式小型堆（ACP100）反应堆结构特点进行分析,提出了开式管束型长行程连续导向的控制棒导向组件设计。对导向组件进行力学分析、流场分析以及试验验证,结果表明导向组件摩擦力小、抗变形能力强、抗流场扰动强、运行可靠,满足ACP100的功能要求。      

钠冷快堆控制棒分段设计研究

在钠冷快堆中,反应堆运行时的反应性补偿和停堆安全主要由控制棒来实现。当前的钠冷快堆设计中,一般含有安全棒、补偿棒和调节棒。其中,补偿棒中10B的富集度较高,使补偿棒的燃耗较高,且发热量较大,并造成周围燃料组件功率峰因子偏大。本文提出一种分段设计方案,可用于改进上述缺点。该方案相比于传统方案,控制棒发热减小约30%,控制棒燃耗减小50%,并能有效改善周围燃料组件的功率峰因子,控制棒更换周期可提升1倍。