核燃料组件格架弹簧压缩阈值分析

17×17方形核燃料组件是目前世界上应用最广泛的核燃料组件类型之一,而燃料组件中的格架是由刚凸、因科镍718弹簧组成的,因科镍弹簧对燃料棒的夹持具有十分重要的作用。本文通过测量不同外径模拟燃料棒对格架弹簧夹持力的变化影响,分析得出格架弹簧弹性形变的阈值,以保证新型组件拉棒工艺不会对格架弹簧造成失效影响。试验结果表明:当模拟燃料棒外径为9.63 mm时,格架弹簧夹持力较燃料棒外径9.50 mm时未发生明显变化。因此在组件制造过程中,当燃料棒位置的外径增大到9.63 mm时,格架弹簧的形变量是可接受的。格架弹簧压缩阈值的测定,为开展以消除组件拉棒过程产生的锆屑而开展的预压弹簧、保护燃料棒等新型组件拉棒工艺奠定了基础。

真空环境下燃料组件压紧弹簧疲劳应力松弛研究

反应堆燃料组件压紧弹簧需要长期在高温和压应力下服役,其材料的正确选型对燃料组件的设计具有重要意义。针对反应堆运行过程中可能因机械振动和流致振动等引起的压紧弹簧疲劳破坏现象,本文对三种备选奥氏体不锈钢压紧弹簧(GH 2132、632和GH4169)在450℃条件下进行了10万次疲劳循环的真空疲劳试验。试验结果表明:所有弹簧均保持形态完整,没有出现断裂失效现象。GH4169弹簧在试验后没有发现明显的析出物。同时其处于低层错能状态,位错运动形式更多的是单滑移,变形过程中塑性的累积困难,表现出较好的抗应力松弛性能。最终优选GH4169作为反应堆组件压紧弹簧备选材料,为反应堆燃料组件设计与制造提供一定参考。

真空环境下燃料组件压紧弹簧疲劳应力松弛研究

反应堆燃料组件压紧弹簧需要长期在高温和压应力下服役,其材料的正确选型对燃料组件的设计具有重要意义。针对反应堆运行过程中可能因机械振动和流致振动等引起的压紧弹簧疲劳破坏现象,本文对三种备选奥氏体不锈钢压紧弹簧(GH2132、632和GH4169)在450℃条件下进行了10万次疲劳循环的真空疲劳试验。试验结果表明:所有弹簧均保持形态完整,没有出现断裂失效现象。GH4169弹簧在试验后没有发现明显的析出物。同时其处于低层错能状态,位错运动形式更多的是单滑移,变形过程中塑性的累积困难,表现出较好的抗应力松弛性能。最终优选GH4169作为反应堆组件压紧弹簧备选材料,为反应堆燃料组件设计与制造提供一定参考。

压水堆核燃料组件压紧系统研究进展

为满足新型燃料组件研发需求,对商用压水堆燃料组件压紧系统的相关研究进行分析总结,从压紧系统的结构设计、特性分析、压紧力计算分析等方面进行了系统阐述,并提出了后续进一步研究建议,以为相关研究者提供参考。

核电站堆芯吊篮振动频率下降研究

通过分析堆外中子噪声,识别堆芯吊篮振动频率并跟踪其变化,发现在核电站运行期间,同一个燃料循环周期内的堆芯吊篮梁型振动频率呈下降趋势,核燃料更换后的下一个燃料循环初期,频率恢复到前一个燃料循环初始值附近。对堆芯吊篮进行静力学分析,以确定其潜在的影响因素。建立压水堆内部构件的装配体模型并采取摩擦接触方法,以综合考虑堆芯吊篮法兰处的力学约束。采用流固耦合法将冷却剂对堆芯吊篮的作用力映射到堆芯吊篮结构上,并采取有限元法对堆芯吊篮进行了预应力模态分析,得到了堆芯吊篮梁型振动频率下降的原因和机理。结果表明:堆芯吊篮梁型振动频率的下降是由燃料组件压紧弹簧刚度的退化引起,随着燃料组件压紧弹簧刚度减少,轴向预紧力不足以补偿冷却剂作用力,堆芯吊篮法兰出现位移,接触刚度降低,导致模态频率的下降。

定位格架因科镍718双弹簧成形工艺及模具

双弹簧是燃料组件定位格架的重要零件，根据双弹簧成形工艺和毛坯尺寸的分析计算，确定了两种工艺和排样设计。同时设计了一付双弹簧斜楔滑块打弯成形级进模。经试冲表明，采用新的成形级进模生产的产品，其各项成形指标均达到技术要求。

AP1000型燃料组件水平放置对格架弹簧影响分析

核电厂建设的工期延误和组件制造厂的燃料组件存贮场地不足,不能按期交付的首炉燃料组件被迫存放在组件运输容器内水平放置,有的燃料组件在运输容器内水平放置时间约1年以上。针对燃料组件在运输容器内长期水平放置是否对组件格架弹簧的力学特性有影响,以AP1000型燃料组件为例,对格架弹簧进行了力学特性影响分析。分析认为,燃料组件在运输容器内长期水平放置,对格架弹簧本身影响较小;燃料组件改为竖直放置后,格架弹簧在力学特性上能够完全恢复原状。

秦山核电厂压水堆燃料组件定位格架设计

秦山核电厂压水堆燃料组件定位格架是六点支撑15×15排列弹簧定位格架。文中列出了设计依据和要求,介绍了计算和试验的结果,并详细地从物理、热工、水力、机械几个方面评价定位格架的设计。

燃料组件格架弹簧刚度模型研究

格架弹簧是压水堆燃料组件的关键零部件,其为燃料棒提供夹持功能。刚度是格架弹簧的关键特性,其关系到燃料棒的堆内运行性能。本文基于格架弹簧的结构以及受力特点,给出了格架弹簧的受力分析模型,并推导了理论刚度计算公式,即得到了格架弹簧的理论刚度模型。另外,在商业有限元软件ABAQUS中建立了多种尺寸格架弹簧实体结构的有限元刚度模型,并计算获得了格架弹簧的变形量以及刚度曲线。通过有限元结果与理论刚度模型结果的对比,证明了理论刚度模型的合理性,并分析讨论了理论刚度模型的优缺点。本文首次提出的格架弹簧理论刚度模型可用于代替格架方案设计期间的有限元迭代过程,并能快速获得优化方案的主要设计尺寸。但本文分析方法不能替代实验,在方案固化后仍需开展实验确定格架弹簧的刚度。本文得到的格架弹簧理论模型可为燃料组件格架弹簧参数的快速优化设计提供新的思路。

压水堆燃料组件板弹簧压紧系统性能评价方法研究

分析了核反应堆燃料组件板弹簧压紧系统的非线性特点,提出了缓解非线性的设计应对措施;并对燃料组件板弹簧压紧系统性能评价方法进行了研究。以浮动核电站用板弹簧压紧系统为例进行了结构优化和性能评价,给出了优化后板弹簧压紧系统结构用于浮动核电站的性能情况。

NHR-200定位格架的设计研究

定位格架是反应堆燃料组件的重要组成部分。２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）燃料组件定位格架主要由条带、围带及角部片簧组成。本文分析了该格架在组件装卸过程中的导向性能，论述了格架三弯弹簧的设计、刚度分析、预变形范围的计算以及弹簧夹持力的确定等。格架条带三弯弹簧的试制实验研究结果表明ＮＨＲ－２００组件定位格架结构设计合理、弹簧选型科学，完全满足供热堆格架设计的要求。

压紧板弹簧辐照松弛试验装置设计与验证

针对AFA3G燃料组件压紧板弹簧的特点,设计了一种压紧板弹簧辐照松弛试验装置,并通过了一系列模拟试验验证试验装置的可靠性,最终选取4组经过不同循环出堆的AFA3G燃料组件,使用该装置对其压紧板弹簧进行全行程任意位置的压紧力与形变精确测量。试验结果表明,压紧板弹簧辐照松弛试验装置重复精度为0.49%,综合精度为1.7%,满足松弛试验要求。

堆内环境下燃料组件板弹簧压紧系统压紧力数值模拟研究

为了对核燃料组件板弹簧压紧系统设计寿期内的压紧力进行准确预测,结合受快中子辐照影响的板弹簧材料塑性模型和蠕变模型,基于精细化结构模型,提出了堆内环境下板弹簧压紧系统全寿期的压紧力数值模拟方法,并通过与燃料组件板弹簧压紧系统分析软件HOFA计算结果对比的方式,验证了该数值模拟方法的合理性(压紧力最大误差为8.83%)。影响性对比结果表明,在考虑辐照蠕变的情况下,压紧力最大降低4.34%;循环长度增加后,各循环末的压紧力略有增加。