PWR物理试验项目的审评与监督

堆芯物理试验目的是验证堆芯设计的准确性、验证换料安全分析报告的正确性。国内有些电厂物理试验项目的试验点偏少,不但造成上述验证的不充分,而且增加了后续燃料循环堆芯设计的不确定性;更不能及时发现问题,对程序模型进行改进。物理试验测量值超过设计准则或安全准则,必须经过审查和评价,获得安全监管当局许可后,才能继续运行。     

压力容器水位参数在堆芯损伤评价方法中的应用

事故工况下,堆芯会随着冷却能力的下降而逐步升温,长时间的裸露会导致堆芯损伤,而堆芯出口温度和压力容器水位可直观反映堆芯的冷却能力。以西屋公司堆芯损伤评价导则为基础的堆芯损伤评价方法将堆芯出口温度和安全壳剂量率作为主要参数评价堆芯损伤状态,压力容器水位作为辅助参数之一来验证评价结果的合理性,但一些核电厂堆芯出口热电偶量程并不能满足严重事故条件下的要求,需要其他替代参数。本工作以压水堆核电厂严重事故分析数据为基础,探讨将压力容器水位作为主要参数应用于堆芯损伤评价方法的可行性。     

GEDAK—生成INCORE—3D理论数据库的程序系统

应用综合法，以国内的堆芯燃料管理程序系统ＴＰＦＡＰ－ＣＦＭＰ为主体，研制了生成堆芯测量数据分析程序ＩＮＣＯＲＥ－３Ｄ所需的理论数据库计算程序系统ＧＥＤＡＫ。经秦山电厂若干测量数据的分析表明，该程序系统生成的数据库具有较高的计算精度。     

压水堆堆芯损伤评价系统研究与开发

堆芯损伤评价是反应堆事故后应急评价的重要组成部分。本文在国外文献基础上,结合国内的运行经验,对压水堆堆芯损伤评价进行研究,并开发了相应的软件程序。堆芯损伤评价包括基于堆芯裸露时间、在线监测仪表读数和取样分析数据三种方法。考虑应急实时要求、电厂实际情况与国际经验,本文采用了基于在线监测仪表读数的评价方法,该方法主要是基于堆芯热电偶读数与安全壳辐射监测仪表读数进行评价,其他监测仪表读数进行辅助合理性证实。     

不对称工况对池式钠冷快堆堆芯入口温度的影响

对于池式钠冷快堆，堆芯入口温度是重要的热工参数之一，电厂设计过程中堆芯入口温度的确定受多种因素制约，其中包括不同电厂工况的影响。不对称工况是一种典型的电厂工况，本文以600 MW两环路设计的池式钠冷快堆为研究对象，采用钠冷快堆系统分析程序分析不对称工况对堆芯入口温度的影响。研究结果表明，在所分析的不对称工况下，冷池温度会出现明显的不对称现象，且其中1个环路的冷池温度明显上升。通过分析可知，作为电厂的重要热工参数，在不对称工况下，堆芯入口温度变化的影响主要体现在对冷池内设备的影响上，对电厂整体功能和性能有所影响但不构成该工况下影响电厂功能和性能的关键因素。     

核电厂甩负荷期间堆芯变化过程及恢复建议

文章介绍了AP1000及M310甩负荷试验过程和甩负荷后堆芯的变化过程,对不同机型甩负荷后堆芯走向和堆芯恢复的具体过程进行对比,对新建电厂调试启动阶段甩负荷试验及运行电厂异常出现的甩负荷大瞬态时堆芯的恢复有一定借鉴意义。     

基于谐波展开法的压水堆堆芯功率分布在线监测

采用谐波展开法进行堆芯三维功率分布的在线监测,将堆芯三维功率分布用中子扩散方程的谐波进行展开,并利用堆内探测器读数信息进行展开系数的求解;采用非线性半解析节块法结合Krylov子空间法进行全堆芯谐波的求解,其计算时间约为采用细网差分法结合Krylov子空间法求解的1/100。基于谐波展开法理论开发堆芯三维堆芯功率分布在线监测系统NECP-ONION,采用国内典型压水堆电厂实测数据对该系统进行验证。结果表明,组件平均功率的在线监测系统重构值与电厂测量值之间均方根误差小于2%,基于谐波展开法开发的在线监测系统具有很高的计算精度。     

核事故应急堆芯损伤快速评价系统顶层设计方案研究

通过对国内外堆芯损伤评价方法的详细调研,提出适用于我国目前运行及在建核电厂的堆芯损伤评价方法,即堆芯损伤评价导则(CDAG)和国际原子能机构第955号技术报告(IAEA TECDOC-955)相结合的方法,并给出详细的系统顶层设计方案,为我国核事故应急堆芯损伤快速评价系统顶层设计的最终制定提供有利依据。     

大亚湾核电站数据处理系统的堆芯测量功能

大亚弯核电站的堆芯测量由堆芯测量系统和数据处理系统共同执行测量功能，数据处理系统的计算机从测量系统的堆内仪表采集中子通量等数据经现场计算提供通量分布的分析。本文介绍了堆芯测量功能的测量原理、处理计算机软件结构。     

应用CDAG方法进行秦山二期大破口LOCA严重事故堆芯损伤研究

应用MELCOR 1.8.5程序模拟了秦山二期无缓解措施的大破口LOCA严重事故序列,并利用西屋公司堆芯损伤评价导则(CDAG)对该事故早期堆芯损伤进行评价,得到了下封头失效前特定时刻的堆芯损伤状态和程度。初步分析结果表明,CDAG可以合理地评价秦山二期无缓解措施的大破口严重事故堆芯损伤状况和损伤程度,对进一步研究和验证CDAG的综合评价能力和适用性具有重要参考意义。     

RELAP5—3D程序对RBMK-1500反应堆的模型验证

鉴于堆芯中子响应对RBMK．1500反应堆的重要作用，通过对伊格那林核电站（Ignalina nuclear power plant，INPP）中RBMK-1500反应堆特定瞬态的模拟，验证了RELAP5-3D程序对RBMK．1500的有效性。本文开发了一个适用于RBMK-1500的RELAP5-3D最佳估算模型，其计算结果与INPP的测量数据基本匹配。此外，基于RELAP5-3D最佳估算模型对单独主循环回路预测的热工水力参数和物理过程与RBMK-1500主回路发生的实际过程吻合良好，且计算得出的反应性和堆芯瞬态总功率与电厂的测量值也非常一致，这表明了该程序准确地模拟了堆芯中子响应过程。通过对RELAP5-3D模型的验证表明，该程序可以成功地运用于未来的RBMK-1500安全性计算。     

SOMPAS系统在线监测功能开发

堆芯在线监测系统是三代核电站反应堆重要的运行支持系统。堆芯在线监测、预测与分析系统(SOMPAS)集成先进的堆芯中子学与热工-水力学求解引擎,利用堆内中子探测器响应电流等电厂测量数据,在线监测堆芯功率分布及安全裕量,为反应堆的运行提供有效的指导。本文介绍了SOMPAS系统监测功能的基本方法与验证情况,通过数值模拟与测试,验证了SOMPAS系统监测功能可获得可靠的计算结果,满足预期要求。     

中国百万千瓦级核电站严重事故下堆芯损伤评价

应用一体化严重事故分析程序MELCOR1.8.5进行模拟分析,研究了由西屋公司制定、经美国NRC（NuclearRegulatoryCommission）认证的“堆芯损伤评价导则（CDAG）”应用于中国百万千瓦级核电站在严重事故初期评价堆芯损伤状态和程度的有效性。初步分析结果表明,CDAG可较好地评价百万千瓦级核电站无缓解措施的冷却剂丧失事故（LOCA）堆芯损伤状况和损伤程度,对进一步研究和验证CDAG的综合评价能力和适用性、推进现有核电厂建立严重事故管理导则具有重要的参考价值。     

秦山二期扩建工程低温超压事故PSA分析

低温超压事故在电厂停堆期间发生频率较高,并有可能导致堆芯熔化,是停堆工况下一个重要的安全问题。本文对一回路发生低温超压事故进程进行研究和分析,参考相关资料建立事件树,进行定量化计算,得到低温超压事故导致的堆芯损坏频率,并进行简单的结果评价。     

核电厂堆芯出口温度测量表征性分析

堆芯出口温度测量对于掌握反应堆运行状态有着重要的意义，本文通过计算流体动力学（CFD）方法对堆芯出口温度测量的表征性进行分析。通过对燃料组件及仪表管结构进行模拟计算，获得了仪表管内冷却剂流场和温度分布；通过对9种典型功率分布下堆芯出口温度测量结果的定量分析，获得了堆芯出口温度表征性与燃料组件功率的关系。结果显示，测点平均温度与燃料棒功率基本呈线性关系，其测点温度随燃料棒功率的增加而增加，测温表征性随燃料棒功率的升高而变差。研究结果为堆芯出口温度测量的校正提供了一定的依据。     

EPR机组堆芯测量系统校验装置的改进

欧洲压水堆(EPR)电厂堆芯测量系统的气动小球测量系统(AMS)校验装置中含有较强的放射源。经评估,该设备屏蔽设计上存在缺陷,增加电厂相关工作人员的工作剂量和意外照射风险。为降低辐照剂量和意外照射风险,采用"迷宫式屏蔽"原理改进了校验装置的屏蔽,并通过蒙特卡洛(MCNP)模拟软件进行效果评估,实现了设计的辐射防护最优化。     

西安脉冲堆带核调试试验

介绍了西安脉冲堆带核调试试验内容，给出了稳态堆芯、脉冲堆芯及72小时额定功率运行试验堆芯的反应性和中子注量率等参数的测量结果。测量结果证明，西安脉冲堆性能参数达到了设计指标，并为该堆的运行提供了必不可少的运行参数。     

计算核反应堆堆芯功率的热平衡试验

反应堆功率运行时，燃耗变化会引起堆外中子通量密度变化，造成RPN核功率测量系统测得的反应堆功率与实际功率出现偏差。为了保证PRN反应堆堆芯功率测量的正确，大亚湾核电站利用热平衡的方法，即利用能量平衡原理计算反应堆堆芯的功率，然后对RPN测得的反应堆堆芯功率数据进行校核。本文主要对热平衡测量核反应堆堆芯功率的方法，计算原理进行全面的描述。     

中核运行秦二厂第二循环堆芯燃料管理的优化与改进

在反应堆工程设计上,第二燃料循环堆芯燃料管理设计的限制较多,设计困难较大,在很大程度上制约了电厂经营管理者对燃料循环长度的要求。通过对中核运行秦二厂第二燃料循环堆芯燃料管理策略的不断优化和改进,在其4台机组满足安全限值的要求下,实现了电厂年度换料的经营管理要求,提高了燃料使用效率和电站的经济性。对秦二厂第二燃料循环堆芯燃料管理策略改进的成功实践可为其他电厂提供借鉴。     

Cirus研究堆改造的安全评价

研究堆的总体安全目标是通过建立并保持有效的安全，保护电厂人员、公众和环境不受放射性危害。在Cirus堆目前的改造计划中，已经把改进和正在考虑的这一目标组合进一些系统、结构和部件。此外，设计阶段准备的初步风险评价报告已经改版成安全分析报告（SAR），符合最新的规程和导则。引入了假想事件后的详细分析，对诸如失水事故、停堆堆芯冷却无效/失效和一次冷却水系统调节阀门突然关闭之类的事故情况都进行了分析。在200％冷却剂轴向集管破裂期间，对放射性的最大可能释放途径的放射源项进行了估计，并进行了辐射剂量计算。