PWR堆芯燃料组件非线性梁模型研究

为描述燃料组件的非线性特性，采用有限元方法建立燃料组件横向梁模型，并引入迟滞模型，用于模拟燃料组件横向变形时的非线性效应。计算结果表明:该非线性梁模型能够更准确地获得组件的弯曲变形和受力，有助于开展燃料组件事故分析。      

压水堆燃料组件横向非线性特征模拟研究

压水堆燃料组件的燃料棒依靠格架进行夹持,保持燃料棒的横向和轴向定位。在燃料组件弯曲时,燃料棒与格架产生相对滑移,是燃料组件产生横向非线性特征的主要原因。本文分析典型的压水堆燃料组件格架和燃料棒夹持系统的设计特点,结合分析和试验结果,将夹持系统的滑移和弯曲特性分解为滑移单元和旋转弹簧单元的效应,从而实现夹持系统的力学模拟。通过计算与试验结果比较,验证所建立的夹持系统模型的有效性。将夹持系统模型用于燃料组件横向非线性模型中,通过模型计算与燃料组件横向拉伸试验结果对比,符合性良好。     

燃料组件的地震和失水事故响应—FAMSAP程序的应用

在地震和失水事故下堆芯燃料组件的动力响应程序——FAMSAP主要由两个程序块组成,并包括一个绘图程序,即: FAMSAP=FAMREC+FAFRES+绘图程序其中FAMREC程序块是美国核管会主持开发的程序。FAFRES和绘图程序是根据具体需要研究编制的程序块。文章阐述了FAMSAP的功能和它所应用的模型,同时简要列出用此程序帮助上海核工程研究设计院计算的秦山核电厂燃料组件动力响应的部分结果作为示例。     

压水堆燃料组件轴向格架的中子学影响研究

基于先进压水堆燃料管理软件Bamboo-C,分别提出了轴向格架非均匀建模方法和均匀建模方法。采用轴向格架的2种不同建模方法,对福清核电厂M310堆型的燃料组件进行建模分析,通过与堆芯实测数据进行对比,检验2种不同建模方法对临界硼浓度、轴向功率分布及轴向功率偏移的影响。数值结果表明,压水堆燃料组件轴向非均匀建模方法能够显著提高堆芯关键物理参数的计算精度。      

快堆燃料组件棒束通道内流动和传热现象分析与研究

利用三维计算流体力学软件CFX 12.0对由7根带螺旋状定位绕丝的燃料棒组成的快堆燃料组件典型棒束通道内的流动和传热现象进行了数值模拟。模拟得到不同Re下的压降系数曲线与Nu曲线,并将计算结果与经验公式的计算结果进行了比较,两者符合较好。研究了组件内3类典型子通道的横向流交混效应,分析了3类典型子通道的横向流分布特点,发现角子通道横向流交混强度沿轴向波动较大,而3类子通道的横向流交混强度均存在周期性。研究了中心燃料棒壁面上3个截面的局部换热效应,发现在燃料棒与绕丝接触处传热效果最差,在事故分析时应重点关注。     

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。     

单盒钠冷快堆燃料组件堵流事故的CFD分析

钠冷快堆大都采用金属绕丝来固定燃料组件,细长狭窄的流道容易积聚腐蚀沉积物,可能会引起钠的局部沸腾和包壳的传热恶化。本文利用商用计算流体动力学软件STAR-CCM+程序对中国实验快堆单盒燃料组件的堵流事故进行了数值模拟,分析了包壳内壁面温度与冷却剂在堵块附近的轴向流场分布,并与正常工况下的计算结果进行对比。计算结果表明:实心介质堵流危害比多孔介质更为严重;实心介质堵流事故的包壳峰值温度局部最高点始终位于堵块中心位置,而多孔介质堵流事故的位于堵块后方,且随堵块面积的增大而往下游偏移;堵块的孔隙率对包壳在堵块下游的最大温升有明显影响,随堵块孔隙率的增大而减小。     

界面流法计算反应堆六角形燃料组件中子通量密度分布

利用界面流法计算两维六角形轻水堆燃料组件中子通量密度分布。子区内中子源在空间上采用二次分布近似，还考虑了六角形组件周边水隙对组件内中子通量密度的影响。根据提出的模型，编制了TPHEX－E程序，并对一些轻水堆六角形组件问题作了计算，计算结果与蒙特卡罗方法计算结果进行了比较，符合良好。本程序可用于六角形轻水堆燃料组件计算。     

压水堆燃料组件内放射性源项计算与分析

反应堆堆芯中核燃料发生裂变时,产生了大量的放射性物质,给核电厂环境保护带来了挑战。燃料组件内的放射性源项是反应堆冷却剂放射性源项屏蔽设计、事故源项分析和放射性后果评估的基础。本文针对压水堆开展燃料组件内放射性源项的计算研究,采用ORIGEN-S程序,建立合适的计算方法,研究不同燃耗下燃料组件内源项计算结果的差异,并对比分析了不同版本的ENDF/B截面库对计算结果产生的影响,为压水堆燃料组件内放射性源项的计算提供参考。     

基于粒子群优化算法的压水堆换料优化初步研究

基于大亚湾核电站压水堆堆芯燃料组件布置建立优化的数学模型,采用离散的多目标粒子群优化算法和基于有限元法的堆芯计算软件"Donjon",及组件计算软件"Dragon",将粒子群程序与堆芯物理计算软件结合,编制完整的堆芯燃料管理优化程序。应用此优化程序对大亚湾核电站初装料进行优化的结果表明:粒子群优化算法得到的优化方案与参考方案相比,keff增加11.9%,且功率峰因子低于1.4,满足安全限值。     

堵塞条件下紧密栅湍流交混特性研究

开展堵塞工况下紧密栅内流体子通道间隙湍流交混研究,对事故工况下燃料组件热工水力行为的预测具有重要意义。本文采用CFD方法对紧密栅内堵塞工况的流体流动现象进行了模拟,模拟结果与相关文献结果吻合较好。进一步对比分析了不同堵塞工况下,堵塞段及堵塞下游的速度场、涡结构以及湍流交混系数分布。所得不同堵塞工况下的横向与轴向湍流交混系数变化规律,可为子通道分析程序的参数设置提供参考。     

超临界水冷堆双排燃料组件子通道分析

研究基于Cobra-IV程序,开发了适用于超临界水冷堆燃料组件分析的子通道程序.针对超临界水冷堆慢谱双排组件,进行了稳态计算,获取了相关组件热工水力参数.在此基础上,针对单一通道进行了瞬态计算,分析了燃料棒线功率变化和冷却剂流量变化条件下,超临界水冷堆燃料组件的流动和传热的动态响应,为超临界水冷堆组件的优化设计提供了参考.     

聚变—裂变混合能源堆燃料管理方案设计研究

本文根据聚变-裂变混合能源堆方案设计和燃料组件功率分布的特点,利用自主开发的蒙卡-燃耗耦合程序,开展了详细的燃料管理方案设计研究,分别设计了整体后处理的燃料管理方案、双循环燃料管理方案以及分批燃料管理方案,针对这些类型的燃料管理方案,进行了燃耗分析计算,研究了各种燃料管理方案下各区燃耗及主要裂变核素成分随燃耗的变化。根据各燃料管理方案的主要特点和计算分析结果,对比总结了它们的优点和缺点。本文为今后的聚变-裂变混合能源堆提供了燃料管理上的建议,也为进一步的经济性分析优化研究打下了基础。     

Intercomparison of results for a PWR rod ejection accident

This study is part of an overall program to understand the uncertainty in best-estimate calculations of the local fuel enthalpy during the rod ejection accident. Local fuel enthalpy is used as the acceptance criterion for this design-basis event and can also be used to estimate fuel damage for the purpose of determining radiological consequences. The study used results from neutron kinetics models in PARCS, BARS, and CRONOS2, codes developed in the United States, the Russian Federation, and France, respectively. Since BARS uses a heterogeneous representation of the fuel assembly as opposed to the homogeneous representations in PARCS and CRONOS, the effect of the intercomparison was primarily to compare different intra-assembly models. Quantitative comparisons for core power, reactivity, assembly fuel enthalpy and pin power were carried out. In general, the agreement between methods was very good, providing additional confidence in the codes and providing a starting point for a quantitative assessment of the uncertainty in calculated fuel enthalpy using best-estimate methods.     

10MWt固态燃料熔盐堆控制棒失控抽出事故分析

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熔盐冷却裂变反应堆核能系统。基于10 MWt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。基于该软件程序,对固态燃料球床堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,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,燃料最高温度不超过860°C,远低于1 600°C的熔化温度限值。     

事故容错燃料安全性能初步分析

事故容错燃料（ATF）是通过提高燃料材料热物性或包壳材料抗高温氧化性能来加强核燃料的事故容错能力，从而使核燃料能长期忍受严重事故。使用二次开发适用于ATF的RELAP5程序，对UO₂-FeCrAl、FCM-FeCrAl这两种ATF和传统核燃料UO₂-Zir-4进行大破口失水事故安全分析。对比事故分析结果可知：相较于传统UO₂芯块，稳态运行工况下，热导率高的FCM芯块具有更低的燃料中心温度和更小的燃料径向温度梯度，同时在瞬态事故工况下，FCM芯块具有更低的瞬态初始温度和更小的燃料温度增长速率。相较于传统Zir-4包壳，在瞬态事故工况下，FeCrAl的包壳峰值温度更小，达到的时间更晚，同时由于FeCrAl包壳具有良好的抗高温氧化性能，事故过程中产生的氢气质量更小。     

基于SCALE的RFA改进型燃料组件堆内贮存临界安全分析

RFA改进型燃料组件是西屋公司设计的能应用于大功率先进压水堆的改进型燃料组件。SCALE计算程序是一款在国际上得到广泛认可的综合性建模及模拟程序包,可用于核设计与核安全分析。基于SCALE计算程序,针对大功率先进压水堆的乏燃料贮存水池,建立恰当的计算模型,并选取合理的保守假设,分析乏燃料水池正常贮存及事故工况下的临界安全。计算结果表明一区正常贮存工况keff值为0.901 29,组件跌落事故工况下,有效增值因子为0.907 93。二区正常贮存工况下,计算模型keff值为0.909 98,新燃料组件误插入事故工况keff值为0.924 07。先进压水堆乏燃料贮存水池正常贮存工况及事故工况的有效增值因子均小于0.95,处于次临界状态。该设计模型可确保燃料堆内贮存区域临界状态安全可控。     

CEFR-MOX新燃料组件运输货包临界安全计算

易裂变材料运输过程中重要的安全问题之一是临界安全。在对运输货包进行临界安全分析中必须要同时考虑多货包阵列形式、事故后货包损伤对临界安全影响、最佳水慢化条件等因素。本文采用MCNP 程序针对CEFR-MOX新燃料组件运输货包进行了临界安全计算。计算结果表明:MCNP程序(采用核截面库为ENDF/B-V库)对本问题的次临界限值为0.924 6;正常运输条件下无限个运输货包的最大k_eff值为0.574 4,运输事故条件下无限个运输货包的最大k_eff值为0.659 7。根据临界安全指数的定义,确定CEFR-MOX新燃料组件运输货包的临界安全指数为0。     

Integrity evaluation of fuel assembly for earthquake

In the present study, a method for the dynamic analysis of a reactor core is developed. Peak responses for the motions induced from earthquake are obtained for a core model. The dynamic responses such as fuel assembly shear force, bending moment, axial force and displacement, and spacer grid impact loads are investigated. Prediction of fuel assembly stress during an earthquake requires development of a fuel assembly stress analysis model capable of interfacing with the models and results discussed in the dynamic analysis of a reactor core. This analysis uses beam characteristics which describe the overall fuel assembly response. The stress analysis method and its application for the case of an increased seismic level are also presented.