压水堆上腔室流场的实验研究

ＰＷＲ作为核电发展的主要堆型，在全世界范围内得到了广泛的应用，也是我国的主要发展堆型。但是对关系到反应堆安全运行的、直接作用在控制棒导向筒上的上腔室流场的分析研究，长期以来由于紊流流动机制的复杂性和上腔室中控制棒导向筒组件布置的密集性，这方面的研究一直没有深入下去。在压水堆运行期间，作用在上腔室构件上的作用力与冷却剂的流动特性有很大的关系，通过模拟实验弄清上腔室的流速分布，对了解作用在控制棒上的水力载荷，以及控制棒能否按指令在导向筒内自由升降和快速下插具有十分重要的意义。本文在３００ＭＷｅ核电站ＰＷＲ上腔室１：４可视化模拟体中，以水为介质进行了上腔室流场的可视化实验研究。采用激光多普勒测速仪（ＬＤＶ）和Ｎ－Ｊ型应变片式测速仪测得了上腔室模拟体中的流速，并用归一化的数据处理方法，显示了整个流场的流速分布规律，找出了整个流速的最大区和最大值。从而为控制棒导向筒的结构力学分析和ＰＷＲ上腔室的数值模拟分析提供实验依据。

压水堆上腔室芯部结构改进的流场研究

为了缓解对控制棒导向筒的横向水力载荷，确保控制棒能按指令在导向筒中自由升降和快速下插，结合服役中控制棒导向筒的结构，对上腔室芯部作了如下２种情况的改进：１对原ＰＷＲ靠近上腔室出口管嘴附近的控制棒导向筒组件（对称的４组：０２２６，０３２５，１１２９，１２２８）加设了保护套。２改用３３组控制棒导向筒组件的芯部，且对全部３３组控制棒导向筒组件分别加设保护套。在相同实验条件下，对以上２种改进情况的实验结果与原上腔室的实验结果作了比较分析，得到了这２种改进结构均能缓解流场对控制棒导向筒的水力载荷作用的结论。

运用空度概念的压水堆上腔室水力分析程序

把空度概念运用于压力容器上腔室的流场计算中，以３００ＭＷ核电站ＰＷＲ压力容器上腔室的１∶４模型为例进行了模拟计算和结果分析比较，证实了把空度概念运用于上腔室流场计算的作用。最后把流场计算结果与在３００ＭＷ核电站ＰＷＲ压力容器上腔室的１∶４可视化模型中实测的流速结果作了分析比较，本程序的计算结果在上腔室的中部，尤其是在出口管嘴附近与实验数据符合较好，具有一定的工程应用价值。

控制棒导向筒周围流场的模拟实验

采用对流场无干扰的动态应变片测速技术和激光多普勒测速技术，在以水为介质的３００ＭＷ级核电站ＰＷＲ压力容器上腔室１∶４可视化模拟研究装置中，测得了上腔室模拟体中各点的流速。从而弄清了作用在控制棒上的水力载荷，为分析控制棒能否按指令在导向管内自由升降和快速下插提供了实验依据，同时也为控制棒导向筒结构的优化设计提供了实验依据。

两种上腔室芯部结构的流体力学研究

In this paper experiments with two upper plenum core structures, the upper plenum corestructure of Qinshan Nuclear Power Station No.1 Project and its improved core structure,respectively, are carried out in a 1/4 scale transparent model of the PWR upper plenum ofQinshan Nuclear Power Station No.1 Project. Water is chosen as the fluid. The experimentalresults are compared and analyzed carefully. The complex flow velocity distribution is ob-tained in the experiment with each core structure. The conclusion that the improved upperplenum core structure can reduce the hydraulic load on the drop of cootrol rods is drawn.

压水堆控制棒导向筒结构改进对落棒的影响

为改善横向水力载荷对控制棒导向筒的作用，对靠近上腔室出口管嘴附近的控制棒导向筒（对称的４组：０２－２６，０３－２５，１１－２９，１２－２８）加设了保护套．在秦山核电站压水堆上腔室１４的可视化模拟体中，以水为介质进行了实验研究，把结果与未加设保护套的实验结果作了分析比较，得到了对靠近上腔室出口管嘴附近的控制棒导向筒加设保护套有助于改善流场对控制棒导向筒的水力载荷作用和确保控制棒能按指令在导向筒中自由升降和快速下插的结论．