控制棒下落时间计算模型

反应堆驱动线是反应堆控制的"生命线",执行重要的安全功能。控制棒下落时间不仅是驱动线设计考核的重要指标,也是核电站安全分析的关键参数。基于压水堆驱动线的结构特性,对控制棒组件在下落过程进行受力分析,提出落棒时间计算的数学模型,采用有限差分法求解运动方程,并且在此基础上编制计算程序。计算结果最终表明:程序计算值与岭澳核电站二期机组热态落棒试验值符合较好,基于此计算方法编制的落棒时间计算程序可以用于压水堆停堆时的安全评价。     

核反应堆控制棒驱动机构落棒历程计算

以控制棒驱动机构为研究对象,对其落棒历程进行运动学建模、落棒体受力分析及计算。同时,提出相关转动部件转动惯量的折算办法及电机随动过程中所产生制动力矩的处理办法,编制落棒计算的通用程序,实现了落棒历程中各影响因素时变规律的全程监控。计算结果显示:控制棒驱动机构的设计方案满足反应堆总体设计对其的时间、止动坐标方面的要求;电机最大制动力矩低于电机设计方案的额定制动力矩,验证了控制棒驱动机构现阶段总体方案设计的合理性。     

新型控制棒可动线圈电磁驱动线落棒试验

为检验新型控制棒可动线圈电磁驱动线的综合性能,进行了该控制棒驱动线的落棒试验.测量了密封筒内的衔铁及筒外的可动电磁线圈之间的跟随特性、断交流和断直流状态下的快速落棒时间,并对控制棒导向管和控制棒组件之间摩擦方式变化时落棒时间的变化、球阀对控制棒驱动线落棒时间的影响等进行了研究,得到了该控制棒驱动线在不同状态下的落棒时间以及影响快速落棒时间的综合因素等试验数据.试验研究结果可为该驱动线的调试及安全运行提供借鉴.     

高速摄像技术在驱动线落棒实验中的应用

控制棒落棒性能分析是驱动线设计验证的重要部分。本文在AP1000控制棒驱动线落棒实验中,应用高速摄像仪拍摄落棒历程,并提出了一种结合数字图像相关和亚像素插值的方法,用于处理拍摄的图像。基于此种方法,获得了精确的控制棒棒位-时间、速度-时间、加速度-时间曲线,有利于验证和改进控制棒驱动线设计。     

高温气冷堆控制棒驱动机构冷态落棒试验研究

高温气冷堆控制棒驱动机构是执行反应堆功率调节、紧急停堆的重要核安全设备,具有固有安全特性,当断电后,控制棒能够靠重力快速下落实现停堆。为验证控制棒驱动机构的可靠性,必须对其进行设计分析和试验验证。本文建立了全尺寸的冷态试验台架,并采用1:1的控制棒驱动机构样机,对高温气冷堆控制棒驱动机构的落棒功能进行了验证和分析。进行多次全行程及不同高度的落棒实验,验证落棒过程的稳定性,测定控制棒在冷态条件下的落棒时间、落棒速度,试验结果满足规定的限值。对落棒过程进行分析,建立落棒运动方程式,进而得到控制棒运行速度的解析解。理论及试验的结果符合较好,均表明本文研究的控制棒驱动机构落棒可靠具有固有安全特性,为商用高温气冷堆中的实践应用提供了理论依据。     

基于动网格技术的单根控制棒落棒行为仿真分析

以某小型反应堆控制棒驱动线为研究对象,建立了单根控制棒三维流体仿真模型。基于动网格技术对控制棒落棒行为进行了仿真分析,获得了控制棒落棒过程中导向管内流场的压力云图、速度云图以及控制棒位移、速度-时间曲线和导向管内压强-时间曲线。与相应试验数据的对比验证表明,仿真结果与试验结果符合很好。该方法可用来计算控制棒落棒时间及最大冲击力等重要参数,为控制棒驱动线结构优化设计提供参考。     

水压驱动控制棒减速性能研究

控制棒水压驱动线是一种新型的内置式控制棒驱动技术,控制棒水力减速装置是水压驱动线的关键部件之一,通过水力减速片和减速筒体的配合对控制棒进行减速,降低快速落棒末端的冲击速度,避免控制棒的变形和损坏。完成了水压驱动线快速落棒减速实验,对减速过程机理进行了分析,在此基础上建立了水压驱动线快速落棒减速理论模型,理论模型的求解结果与实验结果符合很好,从而验证了理论模型的正确性。通过该模型对热态工况下水压驱动线的快速落棒性能进行了分析,为控制棒水压驱动线减速环节的设计和优化奠定了基础。     

高温气冷堆控制棒驱动机构冷态落棒试验研究

高温气冷堆控制棒驱动机构是执行反应堆功率调节、紧急停堆的重要核安全设备,具有固有安全特性,当断电后,控制棒能够靠重力快速下落实现停堆。为验证控制棒驱动机构的可靠性,必须对其进行设计分析和试验验证。本文建立了全尺寸的冷态试验台架,并采用1:1的控制棒驱动机构样机,对高温气冷堆控制棒驱动机构的落棒功能进行了验证和分析。进行了多次全行程及不同高度的落棒实验,验证了落棒过程的稳定性,测定了控制棒在冷态条件下的落棒时间、落棒速度,试验结果满足规定的限值。对落棒过程进行了分析,建立了落棒运动方程式,进而得到了控制棒运行速度的解析解。理论及试验的结果符合较好,均表明本文研究的控制棒驱动机构落棒可靠具有固有安全特性,为商用高温气冷堆中的实践应用提供了理论依据。     

控制棒组件缓冲结构缓冲设计方法研究

控制棒组件缓冲结构是控制棒的关键部件,本文针对一种既定结构的控制棒组件缓冲结构,对控制棒组件落棒缓冲效果开展了数值仿真计算分析。通过理论分析建立了一定的简化模型和控制方程进行数值仿真分析计算,获得了控制棒组件落棒冲击力的规律。本文的计算方法及结果可以指导控制棒组件缓冲结构的设计。     

一种基于动网格的反应堆控制棒落棒行为分流域耦合仿真方法

本文提出了一种基于动网格的反应堆控制棒落棒行为分流域耦合仿真方法,该方法分别建立了控制棒单棒和驱动杆的二维轴对称模型,保证控制棒和驱动杆对应流域的网格能够根据落棒运动规律自适应地变化。两个流域在每个时间步长内交换流体阻力计算结果,并根据运动方程求解得到的速度来更新控制棒和驱动杆的运动状态,实现分流域耦合。该方法通用性好,计算中考虑了驱动线流道形状的影响,且在计算时间和求解精度之间取得了良好的折中,此外,该方法在计算条件允许的情况下,还能较容易地扩展到三维模型。本文采用该方法对典型反应堆驱动线落棒行为进行了仿真,仿真结果表明,该方法计算结果可信。     

Methodology for a numerical simulation of an insertion or a drop of the rod cluster control assembly in a PWR

In a pressurised water reactor, the rod cluster control assembly is a system which controls the neutronic activity of the core. It consists of long rods, connected by a spider fixture and a cylindrical system for the control drive mechanism. At its withdrawn position, the activity of the core is maximum, and at its completely inserted position, the activity of the core vanishes. In case of emergency, an effective way to shutdown the reactor is to let it drop under its own weight. An other way to verify the efficiency of the rod cluster control assembly is the insertion test. It consists in inserting the rod into its guides and in checking if the reaction friction force is not high enough to block the movement of the rod cluster control assembly.We present in this paper a methodology for a numerical simulation of an insertion or a drop of the rod cluster control assembly into its guides (discontinuous and continuous guides, guide thimble). A numerical model is elaborated in which many loads are taken into account: fluid load, gravity and friction force between the rod and the guide. The numerical results are compared to experimental measurements obtained from a full-scale structure. A good agreement between the calculated and the measured data is observed.The numerical model takes into account the possible deflection of the guide. It shows clearly that the friction force cannot be neglected when the guide is bowed. So one can locate a faulty guiding system by examining the reaction force during the insertion test. Then, the numerical model can help the decider to make his choice among different rod cluster/fuel assembly components.     

TP2008核数据库验证

TP2008是新研制的用于TPFAP程序的69群核数据库，本文利用IAEA压水堆棒状燃料组件基准问题和零功率临界实验结果对TP2008核数据库进行了验证分析。结果表明，燃料组件无限增殖因数k_∞与机构TUR的符合相对好；棒状燃料组件相对功率分布计算结果与参考程序的符合较好。零功率临界实验的堆芯有效增殖因数k_eff的相对偏差大部分在-0.5%以内，符合较好。     

数值反应堆堆芯通道级三维热工水力程序CorTAF开发及初步验证

堆芯是核动力系统的核心部件,其完整性是反应堆安全运行的重要前提。传统核反应堆堆芯热工水力分析方法无法满足未来先进核动力系统的高精度模拟需求。本文依托开源CFD平台OpenFOAM,针对压水堆堆芯棒束结构特点建立了冷却剂流动换热模型、燃料棒导热模型和耦合换热模型,开发了一套基于有限体积法的压水堆全堆芯通道级热工水力特性分析程序CorTAF。选取GE3×3、Weiss和PNL2×6燃料组件流动换热实验开展模型验证,计算结果与实验数据基本符合,表明该程序适用于棒束燃料组件内冷却剂流动换热特性预测。本工作对压水堆堆芯安全分析工具开发具有参考和借鉴意义。     

三维六角形组件压水堆堆芯燃料管理计算及程序系统研究

介绍所研制的WWER型压水堆堆芯燃料管理计算程序系统TPFAP-H／CSIM-H，六角形组件均匀化计算程序TPFAP-H是在压水堆正方形组件程序TPFAP的基础上，采用穿透概率法与响应矩阵方法相结合计算六角形组件内中子能谱分布，并考虑六角形栅元特点改造开发而成的CSIM-H是以先进六角形节块扩散程序为基础．参照SIMULATE程序功能而研制的物理-热工水力耦合的三维六角形节块PWR堆芯燃料管理程序两者通过接口程序LINK连接起来，可以考虑燃耗，功率、慢化剂密度变化．控制棒、氙等参数的多种反馈效应对IAEA的WWER-1000型Kalinin核电厂基准问题的校算的结果表明，临界硼浓度、功率和燃耗分布等结果与国际各研究机构的结果吻合良好，偏差均在工程要求之内。     

可动线圈控制棒电磁驱动线验证试验

可动线圈控制棒电磁驱动线是新研制的一种反应堆用驱动线,靠电磁力驱动控制棒实现反应堆的开堆、停堆和功率调节。为突破其研制过程中的关键技术,进行了一系列的验证试验。通过原理性能试验,验证了设备研制的理论基础,实现了可行性的突破;通过行程试验和寿命考验,验证了设备的稳定性、可靠性,并得到了设备的运行特性参数;通过抗震试验,验证了设备在极端条件下的安全功能。性能试验得到的试验数据,可为该驱动线的安装、调试、安全运行提供依据。     

Simulation of start-up measurements with the KIKO3D code and its application for determining the scram rod worth uncertainty in the VVER-440 reactor

The reasons for large discrepancies between the computed and measured values of the efficiency of control rods observed during start-up experiments on the Russian pressurized water type VVER reactors are discussed. The numerical simulation of the measurements including the prediction of the ex-core detector signals was used to resolve the discrepancies. The time and space dependent neutron flux in the core during these measurements have been calculated by the KIKO3D nodal kinetic code. For calculating the ionization chamber signals the Green function technique has been applied. The Green functions of ionization chambers have been evaluated via solving the neutron transport equation in the reflector regions with the MCNP Monte Carlo code. The detector signals have been calculated and compared with measured ones using the inverse point kinetics transformation. Large number of asymmetric rod drop measurements (with one rod stuck) and some differential rod worth measurements from the Zero Power Physics Tests were provided by the Paks NPP for validation. The experiments cover different fuels (without and with enrichment zoning) and loading patterns. The intermediate range ionization chambers have been used during the scram measurements. The newly developed method provides fairly sufficient match of measured and calculated results. The time behavior of the detector readings observed in the measurements are described by the code in a consistent manner.As a further application the uncertainty of scram rod worth of the KARATE-440 code system was determined by static calculations and subsequent simulation of rod drop with the KIKO3D code. The calculated results were compared to measurements carried out by the Paks NPP. The uncertainty of scram rod worth is established by statistical analysis.     

控制棒落棒时间分析软件CRAC的研发与验证

紧急停堆的落棒时间对反应堆安全至关重要。为适应华龙一号堆型的新型燃料组件设计,中国核动力研究设计院研制出一款落棒时间分析软件CRAC。采用一维流体力学公式结合经验机械阻力模型的方法,构建出CRAC软件理论框架,通过软件开发标准流程完成设计编码,并利用落棒试验数据开展了CRAC软件的验证。结果表明软件计算精度与保守性能满足华龙一号堆型安全停堆时间准则分析的需求。     

控制棒组件在流体环境中下落时所受阻力的计算

基于流体力学和边界理论,探讨了控制棒组件在下落过程中所受的流体阻力。对控制棒组件的3种部件－－控制棒束、驱动杆、星形爪在下落时所受的流体阻力分别按SU／PG迎风修正的有限元数值方法及基于边界层理论的近似解析法进行求解,完成了控制棒组件下落过程的时程分析,并得出该组件的下落参数（位置和速度）与瞬时流体阻力的关系。     

大亚湾核电站18个月换料非失水事故分析

大亚湾核电站由年换料改为18个月换料，燃料组件由AFA 2G改为AFA 3G，堆芯中子学参数发生了较大变化。因此，需要对许多事故重新进行分析。本文给出了大亚湾核电站18个月换料设计中非失水事故分析的主要假设和结果，并简要介绍了在18个月换料设计中应用的一些重要方法。分析结果表明，所有的事故均满足安全准则的要求。