控制棒

摘要： 新一代快堆对其控制棒的安全性、使用寿命和经济性提出了更高的要求。传统快堆控制棒以碳化硼(B_(4)C)为吸收剂,但B_(4)C的气体释放、吸收力损失、高温包壳碳化失效及辐照膨胀限制了其安全使用寿命。本文利用能有效处理控制棒空间自屏蔽现象的确定论计算方法,设计并分析了基于替代吸收剂与局部慢化剂的快堆新型控制棒。本文从中子吸收能力、安全特性及废物处理等方面考察了硼化物、氢化物、稀土金属氧化物及金属四大类多种吸收剂。结果表明在不同吸收力区间,都有相应新型吸收剂可替代传统B_(4)C。大型快堆控制棒所需吸收力较低,可利用稀土金属氧化物作为长寿期吸收材料;中型快堆可考虑使用导热性优异的TiB_(2)或中子特性良好的HfH_(1.62);小型模块化快堆可考虑使用HfB_(2)作为超长寿期吸收剂。本文还介绍了吸收剂与慢化剂相结合的新型控制棒,结果表明局部慢化剂可加强控制棒吸收能力或节约吸收剂使用。本文结果将为快堆新型控制棒的研发提供重要参考。

摘要： 为了测量核电厂控制棒静态棒位线性度误差,研究了核电厂控制棒静态棒位线性度测量原理和试验要求。提出了一种基于差分变压器式棒位探测器的静态棒位测量方法。该方法采用可编程逻辑控制器(PLC)控制给定棒位和采集探测器实际棒位、通过工业以太网与上位机进行通信。上位机软件通过算法,可有效解决试验时出现的棒位跳变问题,并给出误差和回差的分析结果。该方法在线性度试验效率上有了重大提升,一次性将控制棒提到堆顶然后下插到堆底,简化了原有的操作步骤;通过软件计算并直接给出误差分析结果和报警信息,避免了出现人因失误的可能性;针对应对棒位跳变问题,给出了创新型的解决方案,对误差来源和跳变原因进行了分析;针对提插棒测量棒位变化的差异,分别给出了剔除跳变点的方法。通过在国内压水堆核电厂的应用,证明了该方法具有效率高、灵活可靠的特点,值得推广应用。

摘要： 为研究控制棒运动过程中子探测器对空间效应的响应机理,以KUCA临界装置为对象开展研究,模拟计算了控制棒插入前后探测器中子响应函数和堆芯中子通量密度分布形状函数的变化规律。模拟研究表明控制棒附近区域中子响应函数和形状函数变化最显著,且两者变化趋势一致。提出了通过空间修正因子消除空间效应的方法,研究结果对于提升反应堆功率监测的精度具有重要意义。

摘要： 以华龙一号核电机组控制棒驱动杆为研究对象,进行关键尺寸分析,确认关键尺寸超差对控制棒驱动机构整体的影响,并且得到关键尺寸的影响因素。同时对华龙一号核电机组控制棒驱动杆进行了加工工艺研究,通过改进加工工艺来减小驱动杆关键尺寸制造过程中受到的影响,同时满足图纸设计要求。

摘要： 1942年12月2日,人类历史上第一个反应堆——“芝加哥一号堆”开始试运转。费米抬起手腕看了一下表:9时45分。他大声喊道:“大家注意,现在启动反应堆。”此时此刻,在场所有人员的注意力都集中在“炉灶”上,等候费米的命令。15分钟后,费米下达命令:“抽出控制棒!”当把镉棒慢慢地向外抽出一些时,只听到计数器“咔咔咔”的声响越来越快——铀核裂变开始了!只是声音不稳。到了下午3时20分,费米再次下命令:“再把控制棒往外抽1英尺!”3分钟后,计数器的“咔咔”声终于变成了稳定的响声。反应堆达到临界点,人类历史上第一次核的链式反应开始自持动进行了。

摘要： 控制棒组件是CPR1000核电机组堆芯中的重要组成部分,随着控制棒在堆内的运行,会产生磨损缺陷,通过超声涡流方法检查控制棒包壳的磨损情况,并对常见磨损进行原因分析,提出了建议措施和分析评价,为国内CPR1000核电机组控制棒管理提供参考和借鉴。

摘要： 【俄罗斯国家原子能集团公司网站2022年3月18日报道】俄罗斯卢奇科研与生产联合研究院(NII NPO Luch)近日生产了一批拟用于制造控制棒的氢化铪样本。俄正在为BN系列钠冷快堆研制氢化铪控制棒。氢化铪具有较强的中子吸收能力和较高的耐辐射性能,且比目前的控制棒材料碳化硼更不易发生膨胀,能够大幅延长控制棒的运行寿期。此外,铪基中子吸收剂的成本相对较低。

摘要： 本文主要阐述了核电厂控制棒定位线圈测试软件设计及实现,包括5部分:设备控制部分、绝缘测量部分、电阻测量部分、电容测量部分和人机交互部分。软件采用Lab VIEW实现,通过试验表明,本软件运行正常,可满足实际使用需求。本软件可根据使用者需求灵活配置测试项、测试顺序、测试通道、测试合格判据等,同时可根据测试结果自动生成报表,可大大提升每年大修控制棒定位器线圈的检修效率和测试安全性。

摘要： 为从中子学角度对耐事故燃料控制棒备选材料进行评价,本文将稀土元素的倍半氧化物(Eu2O3,Gd2O3,Sm2O3,Dy2 O3,Er2 O3)、Hf及HfO2等材料的控制棒分别置于相同的全陶瓷微胶囊封装燃料组件中,使控制棒所处组件的累积燃耗达到200 GW·d·t-1,采用可执行精细燃耗计算的蒙特卡罗程序RMC,计算了燃耗过程中控制棒价值的变化情况,并与传统的控制棒材料Ag-In-Cd的燃耗行为进行了对比分析.结果 表明,Eu2 O3,Dy2O3,Sm2 O3和Hf的初始反应性均不低于Ag-In-Cd的反应性,且随着燃耗加深,控制棒价值的衰减相对缓慢,尤其是Eu2 O3和Dy2 O3的控制棒价值随燃耗加深几乎无衰减,有利于堆芯反应性控制,是优良的控制棒材料.

摘要： ADS次临界堆的功率控制与临界堆有本质的不同,临界堆大多以控制棒为控制手段来调节功率,而ADS次临界堆以控制棒和外中子源作为控制手段来调节功率.因此ADS系统的控制更为复杂且具有特殊性,有必要确定ADS次临界堆的控制策略.将控制棒反应性和外中子源强度同时设为受控对象,针对不同的堆芯相对功率偏差下,选择不同的受控对象,实现ADS堆芯功率控制.结果表明:采用切换受控对象的方案比单独以控制棒为受控对象的控制方案具有更优的控制效果.

摘要： 反应堆堆内构件控制棒导向筒组件为控制棒的插入提供通道,用于控制反应堆启动、停堆和功率调节.导向筒组件采用高能真空电子束焊接,电子束熔深是衡量焊接质量的重要指标.熔深检测方式除受焊接手段制约外,零件结构也是重要影响因素.本文通过对导向简零部件结构及电子束焊接方式的研究,提供熔深检测的有效手段,并结合工程实际问题,给出结构尺寸的最佳参数.

摘要： 本文首先介绍控制棒组件(RCCA)在核电站中的功能、结构和用途,然后提出其服役过程中的主要失效方式:磨损、肿胀和裂纹,通过研究其失效机理提出了改进措施,最后介绍了控制棒组件的在役检查对策.

摘要： 利用节块法计算控制棒效应时,若处理不好将会导致控制棒微分价值呈现非物理的锯齿状变化,即尖齿效应.本文首先比较了输运计算和扩散计算在模拟控制棒插入过程的区别,然后利用一维模拟三维,分别比较了体积均匀化、轴向细网通量体积均匀化和带不连续因子的轴向细网通量体积均匀化之间的差别.最后还研究了格架显式描述的情况.结果表明在用精细网格模拟控制棒轴向运动时,扩散计算和输运计算差别不大;加入轴向不连续因子可明显减少均匀化后的误差;若采用轴向不连续因子,对于格架显式的情况亦能较好模拟.

摘要： 在反应堆堆芯扩散计算过程中计算控制棒微分价值曲线时,由于控制棒的步长一般远小于堆芯扩散计算时节块网格的轴向高度,在控制棒移动过程中会出现堆芯节块内局部插入控制棒的情况;一个节块内出现了含控制棒和不含控制棒的两种材料,若直接体积打混此非均匀节块,会出现严重的“控制棒尖齿效应”,即控制棒微分价值曲线上出现大量尖齿.现有的堆芯程序一般采用体积-通量权重的方法将节块内的材料均匀化,然后再由堆芯扩散程序求解.这种方法可以减弱尖齿效应,但不能完全消除.因此,本文推导了非均匀变分节块方法求解三维多群扩散方程的理论模型,并开发了相应程序NECP-Violet-Het3D.该方法打破了传统节块方法对各节块内均匀材料的要求,而允许同一节块内出现多种不同材料,因此能直接处理被控制棒插入的非均匀节块.对一个典型压水堆问题的计算结果显示:NECP-Violet-Het3D完全消除了控制棒尖齿效应,并且能得到准确的组件轴向功率分布,同时其计算效率高于体积-通量权重和自适应网格方法.

摘要： 控制棒价值测量的准确度与效率对核电厂的安全性与经济性具有重要影响.相比传统的调硼法和控制棒互刻法,近年发展起来的动态刻棒法大大节省了实验时间,易于操作;但该方法受本底电流和中子源的影响较大,并且强烈依赖于堆芯物理和中子动力学程序,对离线修正计算的要求很高.本文开发出一种控制棒总价值测量方法,可以有效避免本底和中子源组件对反应性探测的影响,并简化了离线理论计算;为动态刻棒提供了有效的验证和对比,同时可以独立作为一种简便的方法测量控制棒总价值.在零功率实验装置和秦山动态刻棒实验中进行了验证,取得了理想的结果.

摘要： 控制棒提升极限用于限定控制棒组棒位和可溶硼浓度的范围,以防止慢化剂温度系数突破限值.CAP1400核电厂采用机械补偿运行策略,控制棒及硼浓度运行范围大为扩展,同时功能独立的M棒组和AO棒组同时插入堆芯使得插棒情况更为复杂,因此与传统核电厂相比,CAP1400核电厂的控制棒提升极限更难界定.论文建立了适用于CAP1400核电厂的控制棒提升极限分析方法,并给出计算结果.论文提出的方法合理地处理了复杂的控制棒运行情况给提升极限造成的影响,并充分地利用了电厂实测数据对提升极限进行修正.基于论文方法得到的提升极限精确且具备一定的保守性,并且便于电厂实际运行时使用.

摘要： 由于控制棒制造公差、核数据、计算方法、堆芯状态变化等,导致控制棒价值计算过程中存在很多的不确定性因素.为了优化核反应堆堆芯设计,有必要采用高效计算不确定性分析方法鉴定并量化控制棒价值的不确定性.本文提出了基于高阶微扰理论的控制棒价值计算不确定性传播方法,采用高阶微扰耦合高效抽样方法,针对截面输入,量化了控制棒微分价值的不确定度,初步验证了基于高阶微扰理论的控制棒价值计算不确定性传播方法的可行性.结果表明:基于高阶微扰理论的控制棒价值计算方法与两次临界的传统计算方法相比,不同棒位下的相对误差较为稳定,在棒位192cm处的相对误差为2.72％;该传播方法在分析来源于宏观截面参数的不确定性对控制棒价值不确定性的影响时切实可行,在棒位192cm处,通过扰动截面参数,统计经过高阶微扰计算所得到的控制棒微分价值,其相对不确定度为0.72％.

摘要： 钍基熔盐堆核能系统项目是中科院先导科技专项之一,其战略性目标是研发第四代裂变反应堆核能系统.基于10MWt固态燃料熔盐堆的系统设计,开发了适用于球床式反应堆系统的安全分析软件,并以高温气冷堆为对象对程序计算结果的准确性进行了验证.基于该程序,对TMSR-SF控制棒失控抽出事故进行了分析计算,研究了不同停堆限值及各停堆信号对事故的影响.计算结果表明,超功率停堆限值越高、出口温度限值越大、信号延迟时间越长,反应堆停堆越晚,堆芯功率和燃料最高温度越高.在TMSR-SF控制棒失控抽出事故下,燃料最高温度远低于1600°C的熔化温度限值.

摘要： 介绍机械设备可靠度计算的步骤的基础上,研究了机械设备可靠度计算常用的强度-应力干涉模型,并推导计算了不同分布函数对应的可靠度的计算公式.重点探索计算了CAP1400控制棒驱动机构钩爪在断裂失效模式下的可靠度:建立三维模型使用有限元方法计算其在设计正常工况下的应力,改变结构尺寸参数和载荷得到应力的随机变量,从而得到应力的分布参数;根据实验数据和规范手册中的材料强度数据计算得出强度分布参数;计算得到钩爪在断裂失效模式下的可靠度;使用不同的分布函数讨论分布函数对可靠度计算的影响.研究得出结论:使用机械设备的可靠度分析计算的一般步骤对核电站机械设备进行可靠性分析计算是适合的;使用强度-应力干涉模型计算设备的可靠度是有效的手段.

摘要： 在研究核数据不确定性对控制棒价值计算不确定性的贡献过程中,需要合理量化在不同控制棒位下堆芯有效增殖因子之间的相关性,进而合理评估核数据自身不确定度对控制棒价值计算不确定度的贡献.本文采用广义微扰理论,得到了堆芯keff对不同组件不同类型的少群宏观截面灵敏度信息.基于该灵敏度信息及少群宏观截面协方差矩阵,本文提出了量化不同棒位下堆芯keff间相关性的分析方法.研究结果显示:控制棒移动过程中,不同堆芯状态下keff间相关性很高;以临界棒位处为基准,偏离临界状态,keff间相关性逐步降低.数值结果表明本文提出的相关性分析方法可以合理量化不同堆芯状态下keff间的相关性信息,该信息可用于量化核数据对控制棒价值计算不确定性的贡献.

摘要： 本发明是一种带轴向分区控制棒与重金属吸收体棒的控制棒组件，属于核反应堆领域，用于控制重金属冷却反应堆的反应性，控制棒是控制棒组件的一部分，与燃料组件一起插入反应堆的芯部，控制反应性。这种控制棒包括：控制棒组件导向管（1），冷却剂通道（2），控制棒包壳（3），空隙（4），慢化剂棒（5）和重金属吸收体棒（6），本发明中提出的控制棒在满足重金属却反应堆反应性控制能力基础上，克服了传统的控制棒材料密度低于冷却剂，在快中子能谱下中子吸收能力弱的问题，本发明结构简单、可靠、便于维修。

摘要： 本发明涉及一种停堆控制棒及具有该停堆控制棒的反应堆停堆和冷却一体化系统。其中停堆控制棒的外表面涂覆有中子吸收涂层；停堆控制棒内部设有密闭空腔，密闭空腔内部设置有液态的金属冷却剂；停堆控制棒插入反应堆压力容器的堆芯时，中子吸收涂层能够吸收中子使得堆芯的链式裂变反应中止，液态的金属冷却剂能够吸收堆芯链式裂变反应所产生的热量而汽化，使得堆芯的温度得到快速的降低，有效地避免了堆芯由于余热而温度持续升高进而出现较为危险的状况。由于本停堆控制棒在实现停堆功能的同时即可实现堆芯的冷却功能，通过本非能动系统来实现堆芯内余热的排放，非常的简单方便且安全性能更高。

摘要： 本发明涉及核反应堆控制棒水压驱动设备技术领域，尤其涉及一种内置式控制棒驱动线导向结构及控制棒水压驱动系统。该内置式控制棒驱动线导向结构包括导向筒组件和定位筒，导向筒组件用于竖直插装于堆芯支撑板内，并且导向筒组件的内部沿导向筒组件的轴向设有轴腔，定位筒同轴套装于轴腔内；定位筒的内壁设有若干个支撑柱。本发明能够为内置式控制棒驱动机构在进行落棒及装拆过程中提供可靠的导向作用以及准确的轴向定位和周向定位，并且该结构能够与反应堆堆内结构相匹配，为内置式控制棒驱动线在抗震、倾斜、摇摆、冲击等环境条件下的可靠运行提供了支撑保障；该结构还能适应反应堆高温高压环境，从而满足控制棒水压驱动系统的工程实施要求。

摘要： 本发明涉及一种控制棒吸收体组件、控制棒及控制棒组件。该控制棒吸收体组件包括第一吸收体、与所述第一吸收体分立设置的第二吸收体以及应力传递组件；所述第二吸收体、所述第一吸收体可轴向安装于所述包壳管内，所述应力传递组件包设于所述第二吸收体的四周上，与所述第一吸收体抵接接触，所述应力传递组件上设有供所述第二吸收体发生径向膨胀的让位空间。通过应力传递组件包设于第二吸收体的四周上，应力传递组件与第一吸收体抵触接触；当第二压紧弹簧压紧第一吸收体时，应力传递组件承受第一吸收体的重力和压缩应力并将该力进行传递，使得第二吸收体不承受第一吸收体的重力和压缩应力的作用，从而减小第二吸收体的压缩蠕变。

摘要： 本发明公开了一种控制棒包壳管、控制棒组件和控制棒缓冲结构，所述控制棒包壳管沿轴向穿设有通孔；其特征在于，所述控制棒包壳管包括缓冲段、过渡段和插入段，所述过渡段位于所述缓冲段与所述插入段之间；所述缓冲段的外径大于所述插入段的外径，且所述过渡段的外径由所述缓冲段向所述插入段逐渐缩径；本发明将控制棒包壳管设置为具有不同外径的缓冲段和插入段，以及逐渐缩径的过渡段，从而增加了插入段与导向管之间的径向间隙，降低了控制棒组件不能正常下落的风险，提高了核电站的安全性；增加了控制棒组件的机械强度，延长了控制棒组件的使用寿命；简化了加工工艺，节约了加工及运行成本。

摘要： 本发明是一种带轴向分区控制棒与重金属吸收体棒的控制棒组件，属于核反应堆领域，用于控制重金属冷却反应堆的反应性，控制棒是控制棒组件的一部分，与燃料组件一起插入反应堆的芯部，控制反应性。这种控制棒包括：控制棒组件导向管（1），冷却剂通道（2），控制棒包壳（3），空隙（4），慢化剂棒（5）和重金属吸收体棒（6），本发明中提出的控制棒在满足重金属却反应堆反应性控制能力基础上，克服了传统的控制棒材料密度低于冷却剂，在快中子能谱下中子吸收能力弱的问题，本发明结构简单、可靠、便于维修。

摘要： 本发明公开了一种控制棒驱动机构卷筒组件及控制棒驱动机构，所述卷筒组件包括丝杠以及螺纹连接在丝杠上的卷筒，所述卷筒用于缠绕牵引控制棒的钢丝绳，还包括限位装置，在钢丝绳释放时卷筒沿着丝杠轴线运动的方向上，所述限位装置位于卷筒的前方，限位装置用于限制卷筒沿着丝杠轴线运动的终点位置。所述控制棒驱动机构包括所述卷筒组件。本方案的结构设计可提升卷筒组件、控制棒驱动机构的可靠性。

摘要： 本申请涉及一种控制棒及控制棒组件，包括芯块、衬套组件及包壳，衬套组件包括套设于芯块的第一衬套，包壳套设于第一衬套，其中，第一衬套被构造为用于形成围绕于芯块的约束结构，以限制芯块沿芯块的径向方向的膨胀。如此，当芯块因发生辐照肿胀或碎裂现象时，因第一衬套套设于芯块，进而使第一衬套能够限制芯块的膨胀，且能够限制芯块的碎片的运动方向。从而避免芯块和包壳相互接触，最终改善了目前的控制棒的芯块容易和包壳发生相互作用，进而引发包壳破损的问题。

摘要： 本申请提出了一种核反应堆控制棒的控制棒价值及不确定性计算方法、电子设备和计算机可读存储介质，该方法包括：基于少群宏观截面和少群宏观截面对应的少群截面协方差矩阵，确定多组宏观截面样本；当控制棒多次移动时，对于每次移动，基于多组宏观截面样本的未扰动参数信息，通过高阶微扰方式获取控制棒在多组宏观截面样本与当前高度下的控制棒微分价值；对于每次移动，基于控制棒微分价值，确定当前高度对应的当前不确定性；基于每次移动对应的控制棒微分价值和当前不确定性，确定控制棒积分价值和相对不确定性。本方案将高阶微扰与抽样方式相结合来计算控制棒价值及其不确定性，可以获得更为准确可靠的计算结果。

摘要： 本实用新型公开了一种控制棒包壳管、控制棒组件及控制棒缓冲结构，所述控制棒包壳管沿轴向穿设有通孔；其特征在于，所述控制棒包壳管包括缓冲段、过渡段和插入段，所述过渡段位于所述缓冲段与所述过渡段之间；所述缓冲段的外径大于所述插入段的外径，且所述过渡段的外径由所述缓冲段向所述插入段逐渐缩径；本实用新型将控制棒包壳管设置为具有不同外径的缓冲段和插入段，以及逐渐缩径的过渡段，从而增加了插入段与导向管之间的径向间隙，降低了控制棒组件不能正常下落的风险，提高了核电站的安全性；增加了控制棒组件的机械强度，延长了控制棒组件的使用寿命；简化了加工工艺，节约了加工及运行成本。