CN114220557A - 一种模拟堆芯燃料棒弯曲热工水力行为的环形实验装置 - Google Patents
一种模拟堆芯燃料棒弯曲热工水力行为的环形实验装置 Download PDFInfo
- Publication number
- CN114220557A CN114220557A CN202111520239.8A CN202111520239A CN114220557A CN 114220557 A CN114220557 A CN 114220557A CN 202111520239 A CN202111520239 A CN 202111520239A CN 114220557 A CN114220557 A CN 114220557A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- outer tube
- fuel rod
- annular
- reactor core
- inner tube
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/34—Spacer grids
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
- G21C3/328—Relative disposition of the elements in the bundle lattice
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明公开了一种模拟堆芯燃料棒弯曲热工水力行为的环形实验装置，包括套装在一起的内管和外管，内管的两端安装有内管电极，用来给内管进行加热，内管通过上下两端的密封卡套实现与外管的密封，外管的上下两端安装有外管电极，用来给外管进行加热，外管的侧壁上连接有入口管道和出口管道，工质从入口管道流入经过内管与外管之间的流道，最终从出口管道流出，外管的两端连接有连接法兰，外管上安装有若干定位格架。相比于棒束几何的复杂形式，本发明采用简单的环形通道用来模拟堆芯燃料棒弯曲的热工水力行为。不同于圆管，环形通道的几何形式可以考虑棒束效应，如间隙大小、曲率和相邻为加热表面的存在。
Description
技术领域
本发明属于核反应堆热工水力实验技术领域，具体涉及一种模拟堆芯燃料棒弯曲热工水力行为的环形实验装置。
背景技术
现代压水堆普遍采用了无盒、带指型控制组件的棒束型核燃料组件，组件内的燃料元件按正方形排列。核燃料组件由燃料棒、导向管、定位格架和上下管座组成。在大亚湾核电厂中，燃料组件中的燃料棒呈17×17正方形排列。导向管与8层格架和上下管座连接，组成基本的燃料组件结构骨架，而燃料棒被支撑并夹紧在这个结构骨架内，棒的间距沿组件的全长保持不便。每个组件共有289个栅元，栅元位置中设有24根导向管和一根堆内通量测量管，其余264个栅元装有燃料棒。根据栅元的不同，将堆芯栅元分为典型栅元(均由燃料棒构成)和导向管栅元(由燃料棒与导向管或测量管构成)。反应堆在运行过程中，导向管栅元由于冷壁效应的存在因而与典型栅元的热工水力特性有显著的不同。此外，在堆芯寿期末燃料由于释放出裂变气体和辐照造成燃料棒和包壳不同程度的热膨胀和燃料肿胀，从而导致堆芯热工水力特性更为复杂。其中，对临界热流密度的影响是堆芯热工水力设计当中不可忽略的重要因素之一。
临界热流密度在核反应堆中是一个重要的安全运行保障参数，核反应堆功率被限制在临界热流密度范围内。一旦超过临界热流密度，燃料包壳与冷却剂之间的传热就会恶化，导致包壳温度急剧上升和潜在失效的可能性。临界热流密度的存在极大地挑战了核反应堆的安全性和运行极限。因此，准确预测棒束临界热流密度将有助于优化输出功率，提高反应堆运行的安全性。此外，由于冷壁效应和棒弯曲对临界热流密度的影响机制尚不明确，需进一步开展临界热流密度机理实验研究。
传统探究棒束临界热流密度研究采用5×5棒束通道，且已被证明可以有效反映堆芯临界热流密度热性。由于棒束实验成本昂贵，且无法大规模开展不同弯曲程度的临界热流密度实验，一般仅用在工程验证方面，无法进行棒弯曲对临界热流密度影响机理方面的研究。这是不利于临界热流密度研究的进展和新型燃料组件开发的。因此，以简单通道快速模拟堆芯燃料棒弯曲热工水力行为是探究棒束临界热流密度机理的一种重要手段。
发明内容
为了解决上述问题，满足实验需要，本发明的目的是提供一种模拟堆芯燃料棒弯曲热工水力行为的环形实验装置。该装置的几何形式为环形形式，基于水力当量直径与待研究栅元相同的设计准则。内管和外管可分别单独加热或内外同时加热用来模拟典型栅元以及探究冷壁效应机理。外管被分成四段并由卡箍连接，在三个连接处可灵活的放置不同偏心率的定位格架用来探究不同偏心程度、弯曲程度及弯曲位置对热工水力特性的影响。本发明克服了传统大规模棒束临界热流密度实验装置的不足，为复杂异形棒束通道内热工水力实验研究提供新的技术支持。
本发明采用以下技术方案来实现的：
一种模拟堆芯燃料棒弯曲热工水力行为的环形实验装置，包括套装在一起的内管和外管，内管的两端安装有内管电极，用来给内管进行加热，内管通过上下两端的密封卡套实现与外管的密封，外管的上下两端安装有外管电极，用来给外管进行加热，外管的侧壁上连接有入口管道和出口管道，工质从入口管道流入经过内管与外管之间的流道，最终从出口管道流出，外管的两端连接有连接法兰，外管上安装有若干定位格架。
本发明进一步的改进在于，在内管的上下两端焊有两段镍棒。
本发明进一步的改进在于，密封卡套中有圆形凹槽用来放置O型环，从而实现密封。
本发明进一步的改进在于，入口管道和出口管道分别位于外管侧壁的两端。
本发明进一步的改进在于，连接法兰分为内侧连接法兰和外侧连接法兰，外管与内侧连接法兰焊接，在内侧连接法兰和外侧连接法兰中装有绝缘垫片并用螺栓上紧，保证其密封。
本发明进一步的改进在于，内管穿过定位格架，以实现内管和外管之间的绝缘和定位。
本发明进一步的改进在于，在外管连接处的截面铣有一六边形凹槽，用来放置定位格架，在连接处的截面有一圆型凹槽用来放置O型环。
本发明进一步的改进在于，定位格架采用六边形的设计，与六边形凹槽相匹配，定位格架内焊接有三个突起以实现对内管定位。
本发明进一步的改进在于，模拟堆芯燃料棒弯曲是通过更换外管多个连接处的定位格架来实现的。
本发明进一步的改进在于，内管外径与燃料组件中燃料棒外径相同，外管内径通过满足典型栅元水力直径与内管和外管之间的环形通道水力直径相同的原则计算得到。
和现有技术相比较，本发明至少具有如下有益的技术效果：
本发明提供的一种模拟堆芯燃料棒弯曲热工水力行为的环形实验装置。
(1)相比于棒束几何的复杂形式，本发明采用简单的环形通道用来模拟堆芯燃料棒弯曲的热工水力行为。不同于圆管，环形通道的几何形式可以考虑棒束效应，如间隙大小、曲率和相邻为加热表面的存在；
(2)外管被分成四段并由卡箍连接，在三个连接处可灵活的放置不同偏心率的定位格架用来探究不同偏心程度、弯曲程度及弯曲位置对热工水力特性的影响。六边形定位格架的设计可以保证三个定位格架偏心方向的一致性；
(3)聚醚醚酮材质的绝缘层覆盖在定位格架周围，可保证内管和外管之间的绝缘。实验装置提供多种不同形式的加热方式，如仅内管加热、仅外管加热以及内外同时加热，可用来模拟并探究不同形式的堆芯棒束栅元下燃料棒弯曲的影响。
本发明以低成本的环形通道实现了快速模拟棒束通道内燃料棒弯曲热工水力行为的功能，克服了传统大规模棒束临界热流密度实验装置的不足，为复杂异形棒束通道内热工水力实验研究提供新的技术支持，具有重要的工程实用价值。
附图说明
图1为本发明一种模拟堆芯燃料棒弯曲热工水力行为的环形实验装置的结构示意图；
图2为燃料组件中典型栅元截面图；
图3为本发明提供用来模拟典型栅元的环形通道截面图；
图4为外管2连接处截面图；
图5为定位格架4结构示意图。
附图标记说明：
1-内管，2-外管，3-外管电极，4-定位格架，5-内侧连接法兰，6-外侧连接法兰，7-密封卡套，8-内管电极，9-入口管道，10-出口管道，11-圆形凹槽，12-六边形凹槽，13-流道，14-绝缘层。
具体实施方式
下面结合本发明实施例中的附图，对模拟堆芯燃料棒弯曲热工水力行为的环形实验装置的技术方案进行清楚、完整地描述。基于本发明的实施例，本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明的保护范围。
本发明实施例提供一种模拟堆芯燃料棒弯曲热工水力行为的环形实验装置，图1为本发明实例提供的实验装置结构示意图，用于描述发明装置的主要构成与连接方式。
本发明提供的一种模拟堆芯燃料棒弯曲热工水力行为的环形实验装置，实验装置的主体部分由内管1和外管2组成，内管1和外管2材质可以选用不锈钢或者英可镍。在内管1的上下两端焊有两段镍棒，镍棒电阻很小且几乎不发热，保证了内管1加热长度与外管2相同。内管1的两端安装有内管电极8，用来给内管1进行直接加热。内管1通过实验装置上下两端的密封卡套7密封，密封卡套7中有圆形凹槽用来放置O型环，从而实现密封。外管2的上下两端安装有外管电极3，用来给外管2进行直接加热。外管2与工质入口管道9和出口管道10连接，工质从入口管道9流入经过内管1与外管2之间的流道13，最终从出口管道10流出。外管2与内侧连接法兰5焊接，在内侧连接法兰5和外侧连接法兰6中装有绝缘垫片并用螺栓上紧，保证其密封。外管4被分成四段，在三个连接处装有定位格架4。内管1穿过定位格架4，以实现内管1和外管2之间的绝缘和定位。
进一步的，图2为燃料组件中典型栅元截面图，D为燃料棒外径，P为燃料棒之间的栅距。图3为本发明提供用来模拟典型栅元的环形通道截面图，Di为内管1外径，Do为外管2内径。内管1外径与燃料组件中燃料棒外径相同，外管2内径通过满足典型栅元水力直径与本发明内管1和外管2之间的环形通道水力直径相同的原则计算得到。这样可以实现几何形式与水力条件的相似，从而模拟燃料组件典型栅元。内管的电极8和外管的电极3可分别控制内管1和外管2的加热功率，可实现仅内管1加热、仅外管2加热和内外同时加热。不同的加热形式可以用来探究冷壁的影响。
进一步的，图4为外管2连接处截面图。为了灵活的更换定位格架4，外管2被设计成由4段管子相连接的形式。外管2在连接处位置的外径大于其他位置，内径与其他位置外管2内径相同(均为Do)。在外管2连接处的截面铣有一六边形凹槽12，用来放置定位格架4。不同于圆形设计，六边形的设计保证了进行内管1偏心实验时偏心方向的一致性。此外，在连接处的截面有一圆型凹槽11用来放置O型环。通过卡箍压紧相连的两段外管2之间的O环，从而实现密封。
进一步的，图5为定位格架4结构示意图，定位格架4同样采用六边形的设计，与六边形凹槽12相匹配。定位格架4内焊接有三个突起以实现对内管1定位。定位格架4可根据需求制作不同偏心率的定位格架4。聚醚醚酮材质的绝缘层14覆盖在定位格架4周围，可保证内管1和外管2之间的绝缘。
模拟堆芯燃料棒弯曲是通过更换环形通道实验装置外管2三个连接处的定位格架4来实现的。例如，若要模拟出口位置棒弯曲，则流道13的上游位置和中间位置的定位格架4为同心格架，出口位置的定位格架4更换成偏心格架；若要模拟堆芯燃料棒偏心，将三个定位格架4换成偏心率相同的格架即可。弯曲和偏心程度由定位格架4的偏心率决定，可根据需求制作不同偏心率的格架。
本发明实施例以一个简单的环形通道实验装置实现了可以模拟堆芯燃料棒弯曲热工水力行为实验装置，克服了传统大规模棒束临界热流密度实验装置的不足，为复杂条件下热工水力实验研究提供新的技术支持。
以上所述，仅为本发明的一个具体实例，但本发明的保护范围并不局限于此，任何熟悉本技术领域的技术人员在本发明披露的技术范围内，可轻易想到的变化或替换，都应涵盖在本发明的保护范围之内。因此，本发明的保护范围应该以权利要求书的保护范围为准。
Claims (10)
1.一种模拟堆芯燃料棒弯曲热工水力行为的环形实验装置，其特征在于，包括套装在一起的内管(1)和外管(2)，内管(1)的两端安装有内管电极(8)，用来给内管(1)进行加热，内管(1)通过上下两端的密封卡套(7)实现与外管(2)的密封，外管(2)的上下两端安装有外管电极(3)，用来给外管(2)进行加热，外管(2)的侧壁上连接有入口管道(9)和出口管道(10)，工质从入口管道(9)流入经过内管(1)与外管(2)之间的流道(13)，最终从出口管道(10)流出，外管(2)的两端连接有连接法兰，外管(4)上安装有若干定位格架(4)。
2.根据权利要求1所述的一种模拟堆芯燃料棒弯曲热工水力行为的环形实验装置，其特征在于，在内管(1)的上下两端焊有两段镍棒。
3.根据权利要求1所述的一种模拟堆芯燃料棒弯曲热工水力行为的环形实验装置，其特征在于，密封卡套(7)中有圆形凹槽用来放置O型环，从而实现密封。
4.根据权利要求1所述的一种模拟堆芯燃料棒弯曲热工水力行为的环形实验装置，其特征在于，入口管道(9)和出口管道(10)分别位于外管(2)侧壁的两端。
5.根据权利要求1所述的一种模拟堆芯燃料棒弯曲热工水力行为的环形实验装置，其特征在于，连接法兰分为内侧连接法兰(5)和外侧连接法兰(6)，外管(2)与内侧连接法兰(5)焊接，在内侧连接法兰(5)和外侧连接法兰(6)中装有绝缘垫片并用螺栓上紧，保证其密封。
6.根据权利要求1所述的一种模拟堆芯燃料棒弯曲热工水力行为的环形实验装置，其特征在于，内管(1)穿过定位格架(4)，以实现内管(1)和外管(2)之间的绝缘和定位。
7.根据权利要求6所述的一种模拟堆芯燃料棒弯曲热工水力行为的环形实验装置，其特征在于，在外管(2)连接处的截面铣有一六边形凹槽(12)，用来放置定位格架(4)，在连接处的截面有一圆型凹槽(11)用来放置O型环。
8.根据权利要求7所述的一种模拟堆芯燃料棒弯曲热工水力行为的环形实验装置，其特征在于，定位格架(4)采用六边形的设计，与六边形凹槽(12)相匹配，定位格架(4)内焊接有三个突起以实现对内管(1)定位。
9.根据权利要求7所述的一种模拟堆芯燃料棒弯曲热工水力行为的环形实验装置，其特征在于，模拟堆芯燃料棒弯曲是通过更换外管(2)多个连接处的定位格架(4)来实现的。
10.根据权利要求1所述的一种模拟堆芯燃料棒弯曲热工水力行为的环形实验装置，其特征在于，内管(1)外径与燃料组件中燃料棒外径相同，外管(2)内径通过满足典型栅元水力直径与内管(1)和外管(2)之间的环形通道水力直径相同的原则计算得到。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN202111520239.8A CN114220557A (zh) | 2021-12-13 | 2021-12-13 | 一种模拟堆芯燃料棒弯曲热工水力行为的环形实验装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN202111520239.8A CN114220557A (zh) | 2021-12-13 | 2021-12-13 | 一种模拟堆芯燃料棒弯曲热工水力行为的环形实验装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CN114220557A true CN114220557A (zh) | 2022-03-22 |
Family
ID=80701556
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CN202111520239.8A Pending CN114220557A (zh) | 2021-12-13 | 2021-12-13 | 一种模拟堆芯燃料棒弯曲热工水力行为的环形实验装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CN (1) | CN114220557A (zh) |
-
2021
- 2021-12-13 CN CN202111520239.8A patent/CN114220557A/zh active Pending
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US10559389B2 (en) | Modular nuclear reactors including fuel elements and heat pipes extending through grid plates, and methods of forming the modular nuclear reactors | |
| CN109243641B (zh) | 用于压水堆失水事故的反应堆压力容器实验模拟体 | |
| CN111863294B (zh) | 反映堆芯导向管栅元热工水力特性的实验装置及设计方法 | |
| CN114220557A (zh) | 一种模拟堆芯燃料棒弯曲热工水力行为的环形实验装置 | |
| Zhang | Supercritical water-cooled reactor | |
| CN107180580B (zh) | 一种细棒束燃料组件实验模拟装置及系统、制备方法 | |
| Courtaud et al. | The French thermal-hydraulic program addressing the requirements of future pressurized water reactors | |
| CN111161897B (zh) | 一种高功率粗棒燃料元件模拟装置 | |
| CN112863709A (zh) | 适用于高释热功率的快堆燃料元件辐照试验装置及方法 | |
| Gilliland et al. | Fusion Welding of End Caps in Beryllium Tubes | |
| Ajay et al. | Understanding the influence of eccentric pressure tube on the thermal behavior of 37-element based PHWR channel under accident condition | |
| CN110827999B (zh) | 一种套管式燃料组件及超临界水冷堆 | |
| King et al. | Thermal Aspects of Using ThO2 in a 54-and 64-Element Fuel Bundle Designed for SCWR Application | |
| Miletić et al. | Supercritical-water experimental setup for out-of-pile operation | |
| Miletić et al. | Development of Experimental Setup of High Temperature Helium Loop and Preparation for In-Pile Operation | |
| Hochreiter et al. | PWR FLECHT SEASET 21-rod bundle flow blockage task. Task plan report. FLECHT SEASET Program report No. 5 | |
| Jafari et al. | Thermo-Hydraulic Design of Westinghouse 4-Loop Reactor Core by COBRA-EN Code | |
| Miletić et al. | Supercritical-water experimental setup for in-pile operation | |
| CN111477369A (zh) | 一种承压环形燃料棒内包壳鼓胀爆破试验装置 | |
| Novak et al. | Ontario Hydro experience with extended-burnup power reactor fuel | |
| CN117936133A (zh) | 一种铅基快堆堆芯热工水力试验段 | |
| Akiyama et al. | DNB experiments for high-conversion PWR core design | |
| Leitch | Deformation behaviour of a transversely loaded garter spring | |
| Park et al. | Fundamental Thermal-Fluid Experiment for Optimum Design of Very High Temperature Reactor | |
| Ding et al. | Test Reactor Irradiation Fuel Assembly Development in China |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PB01 | Publication | ||
| PB01 | Publication | ||
| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
| SE01 | Entry into force of request for substantive examination |