含MOX燃料堆芯衰变热及裂变产物积存量的特性研究

我国尚无MOX燃料的工程经验,需开展大量的论证工作。以国内M310型堆芯为对象,对使用30%MOX燃料的堆芯燃料管理方案进行分析,比较含MOX燃料堆芯和全UO2堆芯的衰变热、乏燃料水池热负荷和堆芯裂变产物积存量的特性差异。结果表明,堆芯衰变热、乏燃料水池热负荷变化较小,都不会超过原来的15%,堆芯裂变产物积存量中少量核素偏差较大,135Xe、136Cs等超过40%,其余核素变化较小。研究表明,含MOX燃料堆芯的辐射特性存在一定差异,但变化非常有限,不会对电厂的运行和安全产生影响。     

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。     

AP1000汽轮发电机组甩负荷试验研究

文章对AP1000核电汽轮发电机组甩负荷试验进行了介绍,并与国内其他核电机组及常规火电机组的甩负荷试验进行了对比。讨论了相关的试验条件、试验方法、应采取的预防措施、注意事项及国外同类试验的经验反馈,提出了一些相关建议。     

CPR1000核电机组核功率变化率保护通道研究

介绍CPR1000核电机组核功率变化率(dΦ/dt)修正通道的设置原理以及修正参数的设置方法。并结合实际电厂的相关数据,利用最佳估算瞬态程序CATIA2进行了详细的论证分析。通过分析计算及电厂甩负荷至厂用电试验数据的对比,说明了本文通道修正参数设置的合理性,为后续CPR1000核电机组的参数论证打下基础。     

177燃料组件堆芯反应堆机械补偿控制策略研究

177燃料组件堆芯反应堆通常采用G模式运行，负荷跟踪期间需要调整堆芯硼浓度。受硼回收系统能力限制，仅在85%寿期内具备负荷跟踪能力。为改善177燃料组件堆芯反应堆负荷跟踪能力，扩大可进行负荷跟踪的寿期范围，基于177燃料组件堆芯进行了机械补偿控制策略的研究。设计了不同控制棒组布置方案，从控制棒组价值、对功率峰的影响、负荷跟踪过程中控制能力等方面进行了分析。基于优化的控制棒组布置方案和机械补偿控制策略，进行了全寿期基负荷运行、90%寿期末日负荷循环负荷跟踪以及启动过程模拟。结果表明，在适当的控制棒组布置方案下，177燃料组件堆芯可实施机械补偿控制策略，负荷跟踪能力达到了国际先进水平。      

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。     

压水堆核电厂事故监测仪表

本文论述了国家核安全法规和导则要求的压水堆事故测量仪表和它们在故事工况下测得有关的物理信息，以此，评价重要的安全功能，保持堆芯完整性，根据对一些试验的评价得出结论，堆芯出口温度的测量只能部分地保证堆芯不发生机械破坏或性能恶化，如果再补充一些参数，使用分析模拟概念支持电厂状态评价，应用可靠的电厂分析仪来综合得到的数据则是很有用处的。     

压水堆堆芯设计特点及其演变

综合论述了压水堆堆芯设计中的化学补偿反应性、标准化无盒大型燃料组件、棒束型控制棒、可燃毒物和采用多区堆芯装料等基本问题。并以上述５大问题为基础，简要叙述了负荷跟踪运行给堆芯设计带来的有关设计问题。此外，简要介绍了当前压水堆堆芯的改进设计及演变过程。     

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。     

秦山核电二期工程堆芯设计

介绍了秦山核电二期工程堆芯核设计的总体思路、设计内容及电厂实测结果与理论预计值的比较.设计吸取了20世纪90年代初压水堆核电站先进的设计思想,采用了低线功率密度堆芯,提高了堆芯安全裕量;换料设计中,采用1/4换料方式,既满足了年换料制要求,又提高了燃料利用率,燃料组件批平均卸料燃耗满足设计要求.按设计要求确定了堆芯燃料管理方式,完成了堆芯性能参数分析,满足了总体设计对循环长度、堆芯功率分布、慢化剂温度系数、停堆裕量、组件卸料燃耗限制等安全性和经济性要求.1号机组启动物理试验和功率运行实测结果表明,控制棒价值、临界硼浓度、等温温度系数以及堆芯功率分布等设计预期值与实测值符合良好.     

北方某核电厂升功率物理试验优化的论证及实施

在核电厂反应堆换料后提升堆芯功率的物理试验中,在不同的功率平台氙浓度的分布需要等待24h才能稳定。随着软件的升级,已经可以计算氙毒未稳定情况下的理论数据库。本文采用SCIENCE软件对不同功率平台不同运行时间间隔的通量图试验结果进行模拟计算,理论分析表明,机组在功率平台稳定6h进行物理试验是满足安全要求的。根据该电厂1号机组第4循环首次启动物理试验的结果进行分析比较,得出结论:在不同的功率平台,堆芯连续稳定运行6h后,进行通量图测量试验是可行的。     

某核电机组汽轮机超速保护控制反复动作原因分析与处理

为查明某核电机组受电网短时故障影响发生汽轮机超速保护控制反复动作的原因,制订解决方案避免问题重发,本文根据汽轮机转子力矩平衡方程得出汽轮机加速度初始值与甩负荷值成正比的结果,给出了以额定负荷平台甩空载数据为基准的加速度计算式;由控制系统记录得出汽轮机超速保护控制反复动作的直接原因是超加速度保护反复触发;基于汽轮机超速保护控制设计功能和其反复动作期间汽轮机转速得出超加速保护的转速判断阈值偏小的结论;根据额定负荷平台甩厂用电和甩空载试验数据得出可以提高转速判断阈值的结果;基于额定负荷平台甩空载数据计算出汽轮机从额定负荷瞬间甩掉50%的额定负荷后第1个转速峰值为额定转速的102.26%;给出转速判断阈值应小于该峰值的结论。该机组的转速判断阈值最终调整为额定转速的102%。     

自主PCM核设计软件包的自动化验证

PCM核设计软件包由组件软件PINE、堆芯软件COCO和通量图软件MAPLE组成,目前已经在华龙一号堆芯的设计中使用。PCM软件包的验证主要分为4个部分,即电厂数据、试验数据、基准题以及同类软件对比。为更好地完成迭代验证工作,开发自动化验证平台YAM,实现PCM软件包验证过程与计算逻辑的全自动化。验证结果表明,PCM软件包的计算结果与试验数据吻合得非常好,整个软件包的不确定度满足设计要求。     

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。     

CNP650压水堆不调硼负荷跟踪可行性研究

海南昌江核电厂等CNP650压水堆采用Mode-A控制模式,该模式采用黑体控制棒,有很好的基负荷运行能力,但负荷跟踪能力相对较差。而对一些具有小电网的国家或地区,负荷跟踪运行能力具有一定的市场需求。不调硼负荷跟踪通过棒控系统自动完成,大大减轻了操纵员负担;负荷跟踪过程基本不需要频繁地调硼操作,允许简化化学和容积控制系统设计,减少了废液处理成本。为此,在CNP650压水堆上进行了不调硼负荷跟踪研究。负荷跟踪过程主要有两个控制任务:一是反应性补偿;二是功率分布控制。根据不调硼负荷跟踪的控制任务,重新进行了控制棒的设计、分组和布置,设置两套独立控制的控制棒组(功率补偿棒组和轴向偏移控制棒组),分别用于堆芯反应性控制和轴向功率分布控制,以实现不调硼负荷跟踪。使用SCIENCE程序包进行典型的12h~3h~6h~3h、100%—50%—100%功率水平的日负荷循环计算来进行不调硼负荷跟踪分析。计算步骤为:进行三维堆芯模型计算;根据三维堆芯模型建立一维堆芯模型;在一维模型基础上,进行模拟计算。完成了海南昌江核电厂平衡循环寿期末典型的日负荷循环不调硼运行分析,模拟计算结果表明在CNP650压水堆上不调硼负荷跟踪运行模式是可行的。     

压水堆核电厂运行模式总体设计研究

根据电网需求和建造成本选择适当的反应堆功率控制方式并确定运行模式的功能要求，然后根据确定的运行模式功能要求，进行运行模式设计、控制系统设计及甩负荷设计；最后对采用该运行模式的核电厂进行堆芯功率能力分析和相关事故分析，结果表明采用该运行模式的核电厂是安全的；以先进的六十万千瓦级中国压水堆（ACP600）核电厂运行模式研制的全过程为实例进行论述，结果也表明了本文的运行模式总体设计方法切实可行。      

福岛核电厂3号机组严重事故模拟分析

本文应用MELCOR程序,通过建立全厂详细的模型,对福岛第一核电厂3号机组在地震发生后3 d内的严重事故进程进行了模拟分析并与电厂实测数据进行了比较,再现了从事故开始到堆芯失效坍塌直至氢气爆炸在内的主要严重事故现象。基于文中假设的模拟计算得到的趋势与电厂现有实测数据较为一致,结果表明：地震发生后约36 h反应堆水位降至堆芯活性区顶部。操纵员未能及时成功对安全壳和反应堆进行快速卸压,以在堆芯底部出现裸露前向反应堆补充冷却水,使得堆芯出现严重的锆水反应,大部分燃料包壳已破损而导致易挥发的放射性裂变产物的释放;但此时堆芯整体依然维持可冷却几何形状;在消防水泵向反应堆注入冷却水期间,由于冷却注入流量出现中断,导致堆芯进一步熔毁坍塌;碎片迁移至下腔室后,进一步的锆水反应(金属 水反应)新增的氢气泄漏并积聚在反应堆厂房上部,引发了安全壳厂房的爆炸;72 h内,堆芯内约50%的锆合金发生了氧化,压力容器下封头未发生失效。     

基于PSA分析结果的AP1000系统设计改进建议

基于对AP1000一级概率安全分析(PSA)的结果,发现正常余热排出系统(RNS)的设计不足可能会导致安注管线破裂(SI-LB)始发事件对堆芯损坏频率(CDF)贡献较高。对正常余热排出系统进行适当的系统改进,采用概率安全分析的方法重新构建了改进后的RNS系统故障树及相关事件树模型,对RNS系统可靠性进行分析,并对改进后核电厂CDF、进行了计算,结果表明,RNS系统改进后可大大减少安注管破裂始发事件导致的堆芯损坏,改进后电厂堆芯损坏频率(CDF)降低29.1%。     

堆芯过滤装置的设计改进

岭澳核电站3号机组在热态功能试验期间发现多组堆芯过滤装置损坏。本文通过对堆芯过滤装置的失效原因进行分析,针对性地提出了改进方案,并通过机械试验的方式模拟堆芯过滤装置滤网脱落或断裂的失效过程,从而验证了分析结果的准确性以及新型堆芯过滤装置性能的优越性。     

ACME台架全厂断电事故试验研究

为研究AP型非能动核电厂全厂断电事故下的运行特性，利用大型非能动堆芯冷却系统整体试验（ACME）台架开展了试验研究，分析了主要的试验进程和关键参数的变化特点。研究结果表明：ACME台架全厂断电试验的事故序列及试验现象与已有分析一致，符合预期，试验再现了AP型非能动核电厂全厂断电的事故进程；在整个事故过程中，稳压器水位升高，但未发生满溢，非能动余热排出（PRHR）系统换热功率可与衰变功率达到平衡，堆芯余热可有效载出；堆芯补水箱（CMT）和安全壳内置换料水箱（IRWST）初始条件对非能动余热排出阶段的事故进程具有重要影响，在1列CMT投入失效或IRWST异常等不利初始条件下，模化后的非能动堆芯冷却系统(PXS)仍可满足事故验收准则。