基于偏离设计工况运行的稳态考验回路换热能力补偿措施分析研究

稳态高温高压回路的换热能力与辐照参数的匹配性对燃料组件辐照考验的可行性及安全性有着重要的影响。本文研究了在各工况下试验回路换热能力与燃料组件辐照考验热工参数的匹配性问题,并分析了不同换热能力补偿措施的适应性。研究结果表明,当试验回路的运行偏离设计工况,回路中一次水的流量及辐照装置出口温度与主换热器能够实现的最大一次水温降以及最大换热功率之间是存在严格的对应关系。装置出口温度升高以及调节二次水流量对提升主换热器的换热效果不明显,而采用更低温度的二次水可以部分提升换热器的功率。主换热器后端散热方式在总的换热功率能力上要较前端换热强。换热器并联的换热效果并非总是强于单台独立运行,在低流量运行时,设置两台换热器并将其串联是最有效解决换热能力不足的手段,针对换热器一次水入口温度330℃及250℃,两台换热器串联的总换热功率将比单台运行时分别平均提高68.7%和80.4%。本文的研究方法及相应的研究结果可以用于指导燃料组件的稳态回路辐照论证以及考验过程中的试验回路运行参数选择。

高压磨料水射流水下切割不锈钢的实验研究

采用高压磨料水射流切割装置,用3档切割压力(320、350、380 MPa),分别在2、5、8 mm切割靶距和6种切割速度下,对不锈钢进行水下切割实验。分析切割压力、靶距、切割速度等参数对切割厚度的影响,建立基于实测数据的半经验数学模型。对获得的实验数据进行分析表明,切割压力、靶距和速度与被切割厚度呈现指数关系。

高通量工程试验堆辐照试验能力和辐照试验技术

高通量工程试验堆(HFETR)作为我国在役运行功率最高的研究堆,是我国进行各种反应堆燃料和材料辐照性能研究的重要工具和平台。HFETR以动力堆燃料和材料的辐照研究为主,同时兼顾同位素生产等其他任务。HFETR辐照试验能力与其结构相关,包含静态容器辐照试验、仪表化辐照试验和回路辐照试验三种辐照试验形式。HFETR具有与各种辐照试验匹配的成熟的和应用经验丰富的辐照装置设计、辐照参数控制以及复合辐照环境控制等辐照试验技术。大量的材料和燃料辐照试验结果表明,HFETR现有的辐照试验技术能够完全实现受试件的辐照指标要求,并同时确保辐照试验开展以及反应堆运行的安全。

模块式套管型随堆辐照考验装置Ansys CFX热工分析

模块式套管型随堆辐照考验装置应用于高通量工程试验堆高通量区材料辐照试验。本文利用计算流体动力学(CFD)软件Ansys CFX对该装置试验段进行热工分析。分析表明,材料样品堆内辐照试验结果与热工分析结果基本一致,Ansys CFX的热工分析结果准确,可以应用于辐照考验装置设计。

基于光滑粒子与有限元耦合算法的放射性废液运输容器跌落分析

基于光滑粒子和有限元耦合算法,利用显式动力学分析软件LS-DYNA,对装载放射性废液的车载式废树脂接收装置在三种不同跌落方式下的跌落冲击过程进行了数值分析。以装置水平跌落为典型算例,对其在跌落过程中所受的动态激励、装置的压力变化和装置的应力状态进行了分析。结果表明,光滑粒子和有限元耦合算法对于解决装载放射性废液的运输容器在跌落冲击过程中流固耦合问题是有效的。同时,基于有限元分析结果,提出了一种按照RCC-M《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》等规范对放射性物质运输容器跌落冲击过程进行应力强度评定的方法,并依据该方法对装置的结构强度进行了评定,结果显示装置在三种不同跌落方式下的应力强度均满足要求。

核电站主泵水力部件运输容器设计

针对国内还没有核电站主泵水力部件运输容器的现状,通过源项分析、屏蔽设计、结构设计、试验仿真分析、试验检验,设计并研制出了国内首台核电站主泵水力部件运输容器。本容器具有屏蔽水力部件辐射剂量、防止水力部件表面氧化,以及密封性和耐低温等功能,满足GB 11806规定的A型货包标准。该容器的成功研制不但实现了核电站主泵水力部件运输容器的国产化,设计过程中所采用的技术手段对研制其他放射性物质运输容器还具有借鉴意义。

EHD强化微槽道两相流传热动力学研究

以去离子水为工质,对当量直径分别为1.33mm和2mm的竖直矩形微槽道进行了EHD两相流饱和沸腾传热实验研究,运用分维数、关联维数和Kolmogorov熵对槽道进出口压差波动信号进行了动力学研究,分析了槽道尺寸和外加高压电场对传热系数和非线性特征量的影响规律,结果表明:有无电场情况下,各系统均具有非线性混沌特性,并且有外加高压电场系统的混沌程度比无外加高压电场系统的混沌程度更强烈,槽道尺寸越小,系统的混沌程度越强烈,混沌程度越强烈的系统对应的传热系数越大。

HFETR堆辐照孔道释热率测量装置研制

为解决HFETR堆中心孔道活性区相关材料释热率的测量问题,开展了释热率测量装置的研制。在研制过程中,基于量热法的基本原理,辐照孔道的结构限制和反应堆的要求,进行了测量装置结构设计、强度校核和热工分析。测量装置组装完成后,在HFETR堆G07孔道开展了测量试验,同时测得了321不锈钢、6061铝合金和Zr-4合金三种材料在HFETR堆活性区450mm和750mm处的释热率。试验结果显示:测量装置在测量过程中运行稳定可靠,满足HFETR堆安全运行要求;量热计结构小巧紧凑,可同时测量多种材料的释热率;量热计模块化设计,安装于测量装置的不同轴向位置,可同时测量辐照孔道不同轴向位置的释热率;测量结果较好地体现了释热率与堆功率、测量位置的相关性,测量结果可靠有效。

核电站用车载式废树脂接收装置研制

为保证核电站放射性废树脂及时安全排放,本文研制了一套车载式废树脂接收装置,该装置具有移动式和一体化等特点,能在低温恶劣环境下实现废树脂接收的功能。研制过程中,利用有限元分析软件ANSYS建立了装置的三维计算模型,对装置进行了模态分析和响应谱分析,得到了装置在设计工况下各载荷组合后的应力强度,并基于有限元分析结果根据RCC-M规范规定的应力准则对装置结构进行了应力强度评定。结果表明:装置在设计工况下符合RCC-M规范O级准则的强度要求。试验验证结果证实,该车载式废树脂接收装置满足废树脂接收和安全运输的要求。

HFETR裂变中子转换器设计

为提高高通量工程试验堆(HFETR)局部快中子注量率,裂变中子转换器采用以含7%Mo的高裂变密度UMo合金作为燃料芯体的十字形燃料棒。转换器内62根燃料棒以三角点阵布置于63mm外套管和24mm内套管间,中心区域为20mm的辐照孔道。采用蒙特卡罗计算表明,该转换器内辐照样品的快中子(E>1MeV)注量率可达3.34×1014 cm-2.s-1,较堆芯相同位置不放置转换器时高约40%。在HFETR设计流速和压力下,利用ANSYS/CFX程序分析得到,转换器最大允许功率可达2.4MW,燃料棒芯体最大功率密度为8.007kW/cm3。此时,燃料棒包壳温度为193.6℃,能满足HFETR的热工要求,不会产生流动不稳定。

乏燃料运输容器研究进展

目前,国内核电站的乏燃料一般暂存在反应堆保存水池中,随着运行年限的增加,保存水池贮存的乏燃料日趋饱和,急需使用乏燃料运输容器将冷却到一定年限的乏燃料运往最终处置场,因此国内对大型乏燃料运输容器的需求也日益紧迫。此外,随着核电在中国的大力发展,国内对大型乏燃料运输容器的需求也随之加大。文中调研了国外乏燃料运输容器的技术现状及发展趋势,分析了国内的技术基础与发展条件,梳理了乏燃料运输容器的技术特性和结构特性,并就国内研制商用堆乏燃料运输容器给出了合理的建议。

核电厂主泵水力部件运输容器跌落分析研究

主泵是核电厂运行的核心设备之一,为保障核电厂运行安全,主泵的水力部件必须定期送往检修站检修,目前国内还未有该类型的放射性运输容器。结合主泵水力部件运输容器研发项目,依据国内法规和标准要求,利用ANSYS对该运输容器进行跌落分析研究,并采用适宜的评价准则进行评价,验证其强度满足设计要求。该研究为国内首台主泵水力部件运输容器的结构设计和安全分析提供技术支持,同样对其他放射性运输容器设计具有借鉴作用。

M310型核主泵专用屏蔽转运桶的设计研究

对M310型核主泵专用屏蔽转运桶进行设计研究,使屏蔽转运桶的屏蔽能力、结构强度满足GB 11806规范的要求。通过采用QAD-CG程序进行屏蔽计算、使用Co-60放射源实测衰减倍数、屏蔽验证计算相结合的方法开展了屏蔽能力设计。通过采用LS-DYNA有限元仿真模拟跌落试验与ANSYS-structural有限元仿真模拟运输加速度冲击试验相结合的方式开展了结构强度设计。在实测最小剂量率衰减倍数为110倍时,表面最大剂量率为0.24 m Sv/h、距表面2 m处最大剂量率为0.46 m Sv/h,小于规范限值。在0.3 m跌落试验仿真分析中,最大应变为1.81%,最大比较应力为554.36 MPa,小于ASME标准限值。在2g运输加速度冲击试验仿真分析中,薄膜应力强度为50.02 MPa、薄膜加弯曲应力强度为50.34 MPa,小于ASME标准限值。屏蔽转运桶的屏蔽能力、结构强度满足GB11806规范的要求。

水冷反应堆燃料组件辐照考验装置设计研究

在核电和核动力技术中,燃料组件自主化设计是核心技术之一,按照国家相关法规要求,新型燃料组件在投入工程应用前必须进行堆内辐照考验研究,验证其设计的合理性和安全性,然而辐照装置是实现燃料组件在试验堆内辐照考验的关键设备。文中结合中国高通量工程试验堆的特点,研制成功了适用于水冷反应堆燃料组件辐照考验的辐照装置,掌握了设备设计的关键技术,并达到相关辐照技术指标要求。

换热面裕量对再生式换热器热工特性的影响分析

再生式换热器由再生段和冷却段共同构成,凭借再生段的加入,再生式换热器有助于减小换热器承受的热应力以及回收部分热量,而广泛应用于研究型反应堆的各试验回路中。在再生式换热器设计中,通常会对换热面积保留一定的裕量以应对换热管破损、阻塞以及工况波动等情况发生。结合再生式换热器的结构特点,在不利因素未发生时,将设计裕量效果计入实际的换热中,分析不同的设计裕量对再生式换热器理论运行功率、流质流量以及出口温度等的影响。分析结果表明,再生式换热器的理论运行功率随着冷却段设计裕量的增加而逐渐增加,而随着再生段设计裕量的增加而逐渐减小。再生段及冷却段设计裕量对再生式换热器的功率调节跨度影响不大,但再生式换热器的理论功率调节区间在再生段设计裕量增加时会逐渐下移,而在冷却段设计裕量增加时会逐渐上移。要克服再生段裕量对运行功率带来的不利影响,可以选择增加相应的冷却端设计裕量以及加大二次水流量。再生式换热器运行于功率调节下边界以下时,再生段保持一定设计裕量有利于一次水的流量更为接近设计流量。鉴于分析的结果,对于处于稳态试验回路中的再生式换热器,建议再生段裕量小于10%以满足设计功率,而对需要具备降功率运行的再生式换热器,建议可以取较大的再生段裕量以减小一次水流量的波动。

低中子注量材料辐照装置的设计及应用

为进行低温低中子注量的材料辐照考验,专门开发设计了适用于池式研究堆的新型辐照装置,堆内验证试验表明该辐照装置能够满足材料低温、低中子注量辐照考验要求。低中子注量材料辐照装置结构设计模拟燃料组件形式,采用整段外侧密封、中部通水的开放式辐照装置结构,简易安全且方便出入反应堆操作,完全适用于低温、低中子注量的材料辐照试验。

基于AMESim的调压器的研究

介绍了调压器的作用、结构组成和工作原理,并根据调压器的主要结构组成与工作原理,结合实际工况下的调压器的各主要参数值,在AMESim环境下按照AMESim的仿真步骤及要求建立了调压器的AMESim仿真模型。基于该仿真模型对充入调压器的氦气的体积、调压器的橡胶囊的弹性系数等主要参数进行了仿真分析与研究,得出了调压器在调压过程中的温度、氦气压力、氮气压力等主要参数的变化规律以及充入调压器的氦气体积、调压器的橡胶囊弹性系数等主要参数对调压器调压特性的影响规律。

一种屏蔽门用旋转启闭式门控装置研制

旋转式屏蔽门广泛应用于开放型放射性实验室和反应堆配套设施中,为实现其自动启闭功能,文中研制出一套旋转启闭式门控装置,通过特殊的结构设计和设计计算,该装置具有通用性好、适应性强、安全性和可操作性高等特点,并兼具手动功能,极大地提高了重型屏蔽门的操作便捷性,可应用于各种放射性场所中不同结构的旋转式屏蔽门的自动启闭;研制过程中,利用有限元分析软件ANSYS对装置进行了数值计算,结果表明:装置的结构强度满足要求。试验验证结果证实该旋转启闭式门控装置满足屏蔽门自动启闭的要求。

基于试验数据反馈的稳态考验回路换热系统传热性能再评价

准确衡量稳态考验回路换热系统的换热能力以及评估该能力与燃料组件辐照参数的匹配性,是保障稳态辐照考验安全有效实施的前提。主要针对燃料组件稳态辐照考验,结合高温高压辐照试验回路历史运行数据,建立一种面向再生式换热器传热性能的再评价方法,以准确预测试验回路应用于不同辐照考验参数的有效性。结果表明:消除运行换热器试验数据中的散热影响以及在计算中将再生段以及冷却段的换热面积裕量计算接近于0是有效开展稳态考验回路换热系统传热特性再评价的前置条件。采用同时对再生式换热器的再生段及冷却段的传热系数进行修正并开展换热能力再评价对换热器的换热功率预测准确有效,通过再评价方法在整体上获得的再评价功率相较于试验功率的平均偏差约为1.8%,远优于传统方法计算中20.7%~26.0%的偏差。传统计算功率普遍高于再评价功率,且高出的幅度与一次水流量密切相关,而受一次水的入口温度影响较弱。

低参数下试验回路主热交换器换热能力分析

燃料组件在高温高压试验回路中的稳态辐照考验是揭示燃料抗辐照性能以及验证新型燃料组件在投入工程应用前安全性的必经阶段。针对高温高压稳态考验,研究了低参数工况对高温高压试验回路主热交换器换热能力的影响,研究表明,两台主热交换器并联运行时的总换热功率并非总是高于单台独立运行,在一次水入口相对流量40%和温度330℃下,两台主热交换器并联运行的功率反而较单台运行时低3.9%~4.3%。同时存在一个流量转折点,在该流量转折点之上,两台主热交换器并联运行才具有实质意义。建立了通过分段拟合求解流量转折点的方法,整体求解了在不同一次水入口温度下的流量转折点,通过拟合求解与计算求解获得的流量转折点平均差异为0.6%,而对应的换热功率平均偏差为1.8%。并且进一步提出在低参数运行工况下,可以采用主热交换器串联的方式解决换热功率不足的问题,在一次水入口温度250℃时,串联运行时的换热功率要较单台或两台并联运行时的最大功率平均高出77.5%。