秦山核电厂各种控制棒弹棒事故的审核计算

利用瞬态热工水力分析程序RETRAN02和燃料棒瞬态分析程序FRAPT6,按安全准则的要求,对秦山核电厂各种可能发生的控制棒弹棒事故进行了审核计算。事故工况包括寿期初满功率和零功率以及寿期末满功率和零功率,给出了这4种工况下的事故序列。计算结果符合安全准则要求。     

大型先进压水堆硼稀释事故模拟分析

基于美国先进三维节块法堆芯计算程序,建立大型先进压水堆堆芯首循环,选取四个最不利的保守事故工况点,包括满功率工况、启动工况、热备用工况、冷停堆工况,分别进行硼稀释事故分析,计算得到初始条件下的硼浓度以及硼稀释事故的临界硼浓度,最终计算总的硼稀释时间、报警发生时间以及从报警到临界的时间,分析大型先进压水堆发生硼稀释事故工况下的安全性。计算结果表明:在发生硼稀释事故工况下,反应堆有足够的时间在丧失全部停堆裕量前终止硼稀释。     

AP1000核电厂堆芯寿期延长研究

在AP1000核电厂寿期末,维持满功率运行所需的临界硼浓度已经达到约7×10-6。为实现寿期末核电厂满功率运行,必须采取堆芯寿期延长措施。在基准工况下通过控制汽轮机调节阀开度和降低反应堆冷却剂平均温度引入正反应性,可使核电厂满功率多运行17 d。此外,对慢化剂温度系数和高压给水加热器的关闭列数进行敏感性分析,结果表明,慢化剂温度系数越负,反应堆平均温度降温速率越小,堆芯预期寿期越长。在2种敏感性工况下核电厂寿期末分别可满功率多运行约12 d和54 d。     

PRC-Ⅱ脉冲反应堆事故分析

介绍了PRC-Ⅱ脉冲反应堆(中国第二座脉冲反应堆)事故分析中所使用的计算模型、计算机程序、瞬态结果、敏感性研究、设计改进和安全评价。该堆建在人口稠密的城市内,它的安全性格外令人瞩目。为此,对几种假想的事故(提棒事故、弹棒事故和失水事故)进行了详细的计算、分析和评价。针对每种事故工况的机理和过程分别建立了一套复杂的数     

PRC-Ⅱ脉冲反应堆事故分析

介绍了PRC—Ⅱ脉冲反应堆(中国第二座脉冲反应堆)事故分析中所使用的计算模型、计算机程序、瞬态结果、敏感性研究、设计改进和安全评价。该堆建在人口稠密的城市内,它的安全性格外令人瞩目。为此,对几种假想的事故(提棒事故、弹棒事故和失水事故)进行了详细的计算、分析和评价。针对每种事故工况的机理和过程分别建立了一套复杂的数学计算模型,研制出相应的计算机程序。对每种事故工况进行了全面的计算和分析;对影响安全的主要参数进行了敏感性研究;检验了专设安全设施的功能;提出了两项缓解事故后果的改进施工设计的措施;评价了反应堆的安全特性。在失水事故分析中首次提出了一种新的、先进的计算模型(真实堆芯裸露模型)和计算机程序(MCRLOCA)。     

用PARCS/TRACE/ROBIN程序系统研究秦山二期弹棒事故

利用美国核管制委员会(US NRC)堆芯三维中子动力学软件PARCS、热工水力软件TRACE、辅助建模软件SNAP以及具有国内自主知识产权的压水堆燃料组件计算软件RONBIN,建立了秦山二期两环路压水堆物理模型和热工水力系统模型,进行弹棒事故模拟计算,得出合理的计算结果。AFA 3G燃料组件的两维中子输运计算由ROBIN程序完成,生成的宏观中子截面参数被传递给PARCS程序作为输入。然后由PARCS程序进行堆芯三维弹棒模拟计算,得到事故过程中的核功率变化趋势。最后将反应堆功率瞬态数据输入TRACE热工水力系统模型计算系统压力响应以及燃料包壳和芯块温度。本文通过使用与设计单位完全不同的软件体系,独立地验证了该堆型在弹棒事故下的安全性。     

压水堆嬗变长寿命裂变产物的弹棒事故安全性研究

为分析压水堆(PWR)嬗变长寿命裂变产物(LLFP)的堆芯瞬态安全性,基于CASMO-4、RSIM以及改进的NLSANMT/COBRA-4程序搭建了程序系统,并利用该系统研究了嬗变堆芯在弹棒事故下的安全特性,分析了寿期初和寿期末事故发生后的功率变化及燃料中心温度变化。数值结果表明:与参考PWR相比,装载99 Tc将会使温度系数变得更负,因此弹棒事故下峰值功率降低,而装载129I则相反;装载这两种裂变产物时,燃料中心温度最高可升高127~157℃,仍距UO2芯块熔化限值温度有较大裕量。     

压水反应堆弹棒事故初步分析

压水堆弹棒事故是反应性事故中最严重的事故,它和大破口失水事故一样,都属于极限事故。尽管这种事故的发生概率比较小,但其研究成果将直接用于控制棒运行方式的选择上,并指导反应堆的安全运行.本文是用点堆动力学模型对典型的压水堆进行弹捧事故分析.由于整个事故过程所需时间很短,我们采用了部分绝热近似.分析结果表明:这种方法是偏于保守的,计算出来的功率峰要比实测数值高一些.     

次临界或低功率启动工况下控制棒组失控抽出事故DNBR裕量分析

次临界或低功率启动工况下控制棒组失控抽出事故定义为RCC-P Ⅱ类事故,它一直是核电厂安全分析的极限事故之一。本文以典型三环路压水堆为对象,分析了热停堆状态下不同停堆棒组组合对该事故DNBR裕量的影响。研究表明,通过优化热停堆状态下停堆棒组组合,在保证足够的停堆深度下,可进一步提高典型三环路压水堆核电厂在该事故下的DNBR裕量。     

压水堆大破口失水事故重要现象识别及数值计算不确定性量化分析研究

大破口失水事故是压水堆核电厂最重要的设计基准事故,对该事故的准确模拟可为提升反应堆功率提供重要支撑。本文采用最佳估算程序RELAP5对压水堆失水事故试验（LOFT）的实验工况FP-LP-2进行了模拟计算,并应用德国反应堆安全研究所（GRS）不确定性分析方法对计算结果进行不确定性量化和敏感性分析;给出了关键输出参数95%置信度的不确定性包络带,并分析了计算结果的不确定性变化趋势及原因。分析结果表明,对包壳峰值温度影响较大的重要现象包括堆芯衰变热、完整环路破口临界流喷放系数和燃料棒的热导率。本文研究确认了GRS方法的有效性,为改进现有核电站安全分析方法具有积极作用。      

ATHLET 程序及其在低温供热堆中的应用

ATHLET 程序是德国核设施安全评审中心GRS开发的一个重要的反应堆热工水力学分析程序.它可分析除堆芯熔化事故之外的其他设计基准事故,可应用于美欧传统和先进的压水堆和沸水堆,原苏联设计的压水堆(VVER)和石墨水冷堆(RBMK),以及加拿大的CANDU堆等反应堆系统的热工分析.介绍了微机版ATHLET程序,并用它对5 MW低温供热堆自然循环稳态运行工况进行了计算,结果和试验数据符合很好.     

AP1000堆芯仿真计算建模与精度分析

针对核电厂AP1000堆芯描述,建立由组件计算、截面拟合处理计算模型,并得到组件少群常数;采用两群三维,实时中子动力学仿真模型,选取11组衰变功率计算堆芯衰变功率的三维变化,同时为了准确计算反应堆的"中毒"变化,三维空间上考虑氙、钐以及先驱核碘、钜元素浓度的影响特性,建立针对AP1000堆芯实时仿真计算模型,并准确计算反应堆的"中毒"和氙振荡现象,为验证模型建立的正确性与堆芯实时仿真程序SimCore的精准性,对堆芯临界硼浓度、堆芯温度、控制棒价值进行计算,同时选取汽机停机不停堆、反应堆满功率跳堆运行,反应堆正常停堆运行及控制棒落棒、弹棒事故响应等不同测试工况,对结果进行验证及分析。结果表明:建立的三维堆芯实时仿真程序模具有较好的精准性,可以用于全范围模拟机堆芯计算,并广泛应用于核电厂堆芯物理仿真。     

CNP1500堆芯燃料管理设计

CNP1500是一个轻水慢化和冷却的四环路压水堆核电站.反应堆堆芯由205个AFA-3GXL燃料组件组成;堆芯冷态活性段高度为426.7cm;等效直径为347.0cm.反应堆热功率输出为4250MW,平均线功率密度为179.5W/cm.计算结果表明,平衡循环堆芯的循环长度为470等效满功率天;各循环堆芯所有状态下的慢化剂温度系数均为负值;各循环热态满功率、无控制棒、平衡氙状态下的核焓升因子F△H都低于限值;最大卸料组件燃耗小于55000MW·d/t(U);各循环寿期末停堆裕量满足设计准则;低泄漏堆芯装载降低了反应堆压力容器的辐照损伤,有利于延长压力容器的使用寿命.本文介绍了四环路压水堆核电站堆芯燃料管理设计方案及主要计算结果.     

CAP1000核电厂全功率范围SGTR事故研究

对CAP1000非能动核电厂在部分功率、零功率和热备用条件下发生的蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故进行蒸汽发生器满溢评价。对典型的部分功率、零功率和热备用运行条件下的SGTR事故分别进行横向敏感性分析,选取每个运行条件下的保守工况,结合满功率事故工况进行纵向功率谱对比,根据其瞬态特性,分析事故进程,评价极限运行工况和关键参数。结果表明：CAP1000核电厂在全功率范围内发生SGTR事故均不会导致蒸汽发生器满溢,且最严重的工况发生在满功率条件下。     

确定论数值反应堆程序NECP-X的开发及应用

数值反应堆是基于大规模并行计算平台,利用先进的物理模型和数值模拟算法,采用精细化建模,从而精确模拟反应堆在正常运行与事故工况中发生的各类物理现象的模拟技术。西安交通大学NECP团队基于自研的多群和连续能量数据库,提出了全局 局部耦合输运计算方法、大规模并行的2D/1D耦合输运方法等,开发了基于确定论方法的数值反应堆物理程序NECP X,并在此基础上实现了物理 热工 燃料性能分析的多物理耦合模拟计算。基于该程序及其耦合系统,在商用大型压水堆、研究堆和实验堆中进行了验证应用。数值结果表明,NECP X程序及其耦合系统可准确预测反应堆在运行过程中的关键安全参数随时间的演变情况,如有效增殖因数、功率、温度、应力、间隙宽度等,可为商用大型压水堆、研究堆和研究堆的设计及安全分析提供可靠的工具。     

长寿期小型棒控压水堆控制棒方案研究

小型棒控压水堆舍弃了可溶硼,并高度依赖控制棒与可燃毒物棒控制堆芯的反应性。为研究控制棒对堆芯关键性能的影响,本文以核动力破冰船用KLT-40模型为对象,以轴向功率偏移、堆芯寿期、燃料利用率与径向功率峰因子为指标,开展长寿期小型棒控压水堆控制棒布置与动作策略设计分析。首先,基于OpenMC程序开发带棒燃耗程序;其次,比较堆芯带控制棒与无控制棒运行时的堆芯寿期等指标;最后,分析不同动作策略对轴向功率偏移等指标的影响。结果表明：控制棒将堆芯寿期从590 EFPDs（等效满功率天,Effective full power days）延长至650～698 EFPDs;低价值棒组优先动作策略使轴向功率偏移程度由-0.69与+0.80分别下降至-0.29与+0.52。因此,要准确计算长寿期压水堆寿期必须采用带控制棒燃耗计算策略,并且通过合理的动作策略能够有效减小控制棒带来的轴向功率偏移。     

CAP1400数值反应堆系统关键技术研究及示范应用

本文系统介绍了“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”国家科技重大专项课题“CAP1400数值反应堆关键技术研究”的主要研究成果。课题首先分别开发了基于确定论方法和蒙特卡罗方法的高保真堆芯物理计算程序,然后开发了pin by pin先进子通道分析程序和基于精细网格的燃料棒性能分析程序,以此为基础建立了物理 热工 燃料性能多物理耦合的CAP1400数值反应堆系统。利用国际基准题VERA、AP1000启动物理实验参数对数值反应堆系统进行了验证和确认,并进一步实现了CAP1400大型先进压水堆的启动物理参数、循环模拟分析和部分功率能力分析的示范应用。数值结果表明,所开发的数值反应堆关键分析软件具有很高的计算精度,可直接服务于CAP1400的设计验证、物理启动和运行支持。     

反应堆机组停堆检修后重返满功率运行的堆芯控制策略研究

核电站压水堆(PWR)在寿期末长时间停堆后重返满功率的运行过程中,堆芯控制存在困难,常常不能够安全快速地进入满功率运行。本文通过对影响堆芯控制的各种因素和物理过程进行分析,提出了一套基于临界点状态选择,在升功率期间采用提升功率控制棒和硼浓度稀释相结合的堆芯控制策略,并进行了实际验证。对重返临界点的选择和影响因素的分析直接影响后期操作,是堆芯控制策略的基础。策略对相同状况下的PWR堆芯控制有一定的指导意义。     

一体化小型氟盐冷却高温堆瞬态特性分析

根据下一代核能系统的发展目标,提出了采用自然循环的一体化小型氟盐冷却高温堆的概念。利用修改后的RELAR5-MS系统分析程序,建立了一体化小型氟盐冷却高温堆模型,并得到其稳态特性参数。在此基础上,对其在满功率运行状态下的反应性引入事故和失热阱事故进行了分析。分析计算表明,在反应性事故工况下,由于自然循环的存在,堆芯冷却剂流量随着堆芯温度发生动态变化,最终达到新的稳态,燃料棒和冷却剂温度均处于安全限值范围内。在失热阱事故下,反应堆负反馈的特性使得堆芯功率逐渐降低并实现自动停堆,即使不考虑余热排出系统的作用,燃料组件和冷却剂温度上升缓慢,在140 h内,燃料棒和冷却剂温度均处于全限值范围内。结果表明,一回路采用自然循环冷却的一体化小型氟盐冷却高温堆具有良好的固有安全性。     

混合能谱超临界水冷堆反应性引入事故安全分析

本文研究了混合能谱超临界水冷堆(SCWR-M)在发生控制棒失控提升事故和弹棒事故这两类反应性引入事故后的反应堆系统响应。首先利用修改的可用于超临界条件下的系统程序RELAP5对混合能谱超临界水冷堆进行系统建模,并计算分析在功率运行工况下事故过程中功率、流量及包壳温度等重要参数的变化趋势,最后对反应性参数如控制棒价值、控制棒抽出速率和负反馈系数进行了参数效应分析。结果表明,在设计工况下混合能谱超临界水冷堆系统可有效地将衰变热导出堆芯,保证了燃料棒的完整性。另外,反应性参数对控制棒失控提升事故的安全性影响不大,但对弹棒事故的包壳峰值温度影响很大,过于保守的反应性参数估计会使安全裕量大为减小。