固有安全一体化UZrHx动力堆INSURE—100初步研究

铀氢锆堆芯具有很大的瞬发负反应性温度系数，本文所介绍的１００ＭＷ铀氢锆小型动力堆ＩＮＳＵＲＥ－１００正体现了该种燃料堆芯的这一独特优点。在系统布置上采用一体化方案，余热排出采取非能动的自然循环方式，这种固有安全动力堆有很好的前景，是一种理想的热电联供堆。目前，我国已掌握了铀氢锆元件的制造技术，并在铀氢锆脉冲堆上得到实验应用。     

铀氢锆堆栅距对堆芯物理性能的影响

使用铀氢锆堆（即脉冲堆）物理计算程序包ＰＲＰ－Ｓ，首先计算了栅距对有效增因子的影响，栅距与堆芯温度系数的关系，然后计算了中国核动力研究设计院设计建造的我国第一座铀氢锆反应堆的冷却温度系数，燃料温度系数和等温度系数，并且与实验值进行了比较，结果表明两者的符合得相当好。     

铀氢锆动力堆稠密栅堆芯物理性能研究

基于经过适应性改进的铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包,研究铀氢锆动力堆稠密栅堆芯的布置方式及其物理性能。研究发现,与相同情况下的氧化物燃料相比,铀氢锆稠密栅堆芯虽然具有铀装量低的不足,但同时具有固有安全性高和堆芯功率分布平坦的优点。     

迈向21世纪——美国研究堆乏燃料接收计划

１９９６年，美国能源部和国务院联合接受与核武器不扩散政策相关的外国研究堆的乏燃料以来，美国已经接收了１２批来自世界各地研究堆的乏燃料件，共２９８５根材料试验堆（ＭＴＲ）型和铀氢锆堆（ＴＲＩＧＡ）型乏燃料组件，其中包括大约１．７吨的高浓铀（ＨＥＵ）和０．６吨的低浓铀（ＬＥＵ）。这些研究堆的营运单位在这一工作中起着重要作用。１９９９年夏天，随着欧洲的ＴＲＩＧＡ型乏燃料通过查尔斯顿海军基地经萨凡纳河现场     

铀氢锆研究堆堆芯换料方案的优化研究

数理统计中的正交设计方法用于六角形铀氢锆堆芯燃料装载的优化计算，研制了六角形研究堆堆芯燃料管理优化计算的软件包ＨＥＸ－ＯＲＴＨ，应用该软件包对西安脉冲堆第三循环末堆芯现有燃料装载条件下的堆芯倒换料方案进行了正交优化分析，得到了Ｍａｘ（ｋ＾ＢＯＣ ｅｆｆ）为目标函数时堆芯的最佳装载方案。     

铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包开发及验证

介绍了基于轻水堆燃料组件参数计算程序和堆芯燃料管理程序开发的铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包.采用西安脉冲堆的实测数据和国外相关研究设计参数对其进行了验证分析.结果表明:本程序包计算值与西安脉冲堆的实测数据及国外设计参数符合良好.     

铀氢锆堆物理计算及燃料管理软件包

建立了一套铀氢锆堆物计算软件包，首先考虑氢化锆中的热化特殊性，按ＷＭＳ格式制作 了氢化锆 氢的６９群群常数并入ＷＩＭＳ－Ｄ／４数据库中，形成了ＷＩＭＳ－Ｎ１库和ＷＩＭＳ－Ｎ２库；应用ＷＩＭＳ－Ｎ２库和国际通用的ＷＩＭＳ－Ｄ／４程序包计算了铀氢锆堆各类栅元的群常数，应用差分程序ＣＩＴＡＴＩＯＮ和六角形节块和ＳＩＸＴＵＳ进行扩散计算，同时在ＳＩＸＴＵＳ－２程序的基础上编制了燃料管理程序和ＸＰＲ－ＩＣＦ     

铀氢锆动力堆燃料元件瞬发负温度系数分析

分别计算了铀质量比、燃料棒半径、燃料温度、氢含量及毒物添加等对铀氢锆燃料元件瞬发负温度系数的影响,并对结果进行了分析.研究表明:随着铀质量比的增加,铀氢锆燃料堆芯的瞬发负温度系数的绝对值显著减小;添加毒物铒将大大增加铀氢锆堆芯的瞬发负温度系数的绝对值.     

脉冲堆燃料H／Zr原子比计算公式

Ｈ／Ｚｒ原子比是脉冲堆Ｕ－ＺｒＨｘ燃料的一个重要性能指标。通常用称重法测定燃料氢含量。本文导出了由该氢含量换算的Ｈ／Ｚｒ原子比的公式，其中考虑了燃料中含碳量的影响。     

铀氢锆脉冲堆栅元计算

用由ＥＮＤＦ／ＢＩＶ产生的ＺｒＨ中Ｈ及Ｅｒ等元素的６９群群常数，补充了ＷＩＭＳ－Ｄ／４库中的核数据，形成了用于铀氢锆脉冲堆计算的ＷＩＭＳ－ＣＮＤＣ库，校核了该库中的ＺｒＨ中Ｈ的散射截面，并利用该库及栅元计算程序ＷＩＭＳ－Ｄ／４，计算了铀氢锆脉冲燃产栅元的能谱，群常数，ｋ∞功率分布以及温度系数，最后用一维两群扩散程序的ＴＲＩＧＡＰ进行的堆芯临界计算，以上结果均与有关文献符合得很好。     

超长寿命小型自然循环铅铋快堆堆芯概念设计研究

以提高铅铋快堆的经济性与固有安全性为目标，开展100 MWt超长寿命小型自然循环铅铋快堆SPALLER-100概念设计，在选用PuN-ThN燃料和²⁰⁸Pb-Bi冷却剂的基础上，提出了一种添加固体慢化剂BeO的燃料组件设计方案，开展了堆芯布置研究和控制棒系统设计，分析了堆芯物理特性与稳态自然循环特性。结果表明：在低燃料装载量和小堆芯体积条件下，SPALLER-100堆芯换料周期达32 a，平均卸料燃耗高达210.38 MW·d/kg(HM)，整个寿期内的反应性系数均为负值。稳态运行工况下燃料包壳、芯块最大温度均小于安全限值，反应堆具备一回路自然循环能力和一定流量自动分配能力。     

一种低温堆核电站的动态数学模型

针对研发的采用一体化布置、全功率自然循环的低温核反应堆电站,建立了一个可用于大功率运行范围控制系统仿真的动态数学模型.模型采用了六组缓发中子动态方程(考虑了慢化剂温度和燃料温度反应性负反馈)、集中参数的堆芯传热模型以及自然循环流动模型,重点考虑了主回路自然循环对堆芯内冷却剂和燃料棒之间的传热系数、主换热器换热系数、主回路时间常数的影响.仿真结果表明,模型能够正确反映低温堆核电站的主要动态特性,可用于电站控制系统仿真.     

Subchannel analysis of fuel assemblies of a lead–alloy cooled fast reactor

Lead–alloy cooled fast reactor is one of the six Gen-IV reactors. It has many attractive features such as excellent natural circulation performance, better shielding against gamma rays or energetic neutrons and potentially reduced capital costs. A natural circulation lead–alloy cooled fast reactor with 10 MWth is under design in China (hereafter called LFR-10MW). Fuel assemblies thermal hydraulic analysis is of vital importance for a successful design. A subchannel analysis code with flow distribution model was used to carry out the thermal hydraulic analysis. This work briefly gave the thermal-hydraulic design for the LFR-10MW and analyzed the thermal-hydraulic characteristics under steady-state condition using the subchannel analysis code. Whole core analysis was performed to locate the hottest fuel assembly using the code. The hottest fuel assembly was analyzed to obtain the cladding temperature, fuel temperature and coolant velocity. The maximum cladding temperature, the maximum fuel center temperature and the maximum coolant velocity are all below the design constraints. These results imply that the thermal-hydraulic design of LFR-10MW is feasible.     

中国先进研究堆安全设计

中国先进研究堆(CARR)是一座轻水冷却和慢化、重水反射的池内簟式研究堆。额定核功率为60MW。堆芯装载21盒燃料组件,芯体材料为U_3Si_2-Al_x弥散体,包壳材料为6061铝。CARR具有堆芯小、热流密度高和流速高等特点,使得CARR的安全设计难度很大。本文详细介绍了CARK设计中采取的安全措施,如ATWS缓解系统、足够大的主泵转动惯量、足够的自然循环能力和靠UPS供电的随堆运行的应急堆芯冷却系统等。事故分析结果表明,CARR具有很高的固有安全性,采取的安全措施是有效的。     

钠冷快堆乏燃料组件自然循环冷却瞬态过程的数值模拟研究

应用Fluent程序,对处于氩气中的钠冷快堆乏燃料组件自然循环冷却瞬态过程进行了三维数值模拟。计算获得了乏燃料组件内部冷却剂通道和外部区域的热工水力学现象及变化规律。结果表明:利用标记区域分割方法,将燃料棒间隙网格划分为绕丝网格和绕丝周边流体域网格,能在棒束区生成高质量结构化网格;在氩气自然循环冷却瞬态过程中,棒束区内子通道氩气流量增加速度落后于边子通道,内子通道升温更快;乏燃料组件棒束区温度在轴向呈现中心高、边缘低的分布特征;为避免包壳温度超过设计值,乏燃料组件处于氩气中的时间不宜超过6min。     

DHR-200池式低温供热堆SBO-ATWS事故及自然循环能力分析

DHR-200池式低温供热堆(简称DHR-200池式堆)设计有自然循环瓣阀，为检验其安全性，选取典型的全厂断电叠加紧急停堆系统失效(SBO-ATWS)事故，使用RELAP5程序对其热工水力参数瞬态特性及其自然循环能力进行分析。结果表明，DHR-200池式堆具有很好的负温度反应性反馈效应，即SBO-ATWS事故后，由于燃料和冷却剂温度升高，引入负反应性，可使反应堆实现热停堆；事故后，通过非能动方式开启自然循环瓣阀，可建立稳定的自然循环，将堆芯衰变热导出至堆水池内，验证了DHR-200池式堆的固有安全性。     

Analysis of SBO-ATWS Accident and Natural Circulation Capacity of DHR-200 Pool Type Low Temperature Heating Reactor

DHR-200 Pool Type Low Temperature Heating Reactor (DHR-200) was designed with natural circulation flap valve. In order to examine the safety of the DHR-200, the RELAP5 code was used to analyze the transient thermal-hydraulic characteristics and the natural circulation capacity under the station blackout anticipated transient without scram (SBO-ATWS). The results show that DHR-200 has enough negative temperature reactivity feedback effect. With the rising of the temperatures of the fuel and the coolant, finally the reactor can be shut down by the effect of the negative temperature reactivity feedback effect. After the accident, the natural circulation flap valve will be opened by passive means to establish a stable natural circulation, and then the residual heat of the core can be removed to pool of the reactor. Therefore, it is demonstrated that the DHR-200 has good inherent safety features.     

A rail transportable lead–bismuth cooled reactor

A conceptual design of a small reactor cooled by lead–bismuth is developed. The main constraint on this reactor design is its transportability. The whole reactor module should be transportable on a rail cart. This imposes a volume envelope of approximately 4.5 × 4.5 × 24 m and the maximum weight of about 300 tons. Therefore, the reactor vessel is 3 m in diameter and 3.85 m tall. In order to satisfy the proliferation resistance requirements the reactor is sealed after the fuel is loaded and shall not be opened until it is shipped back after it reaches its end of lifetime after 15years. The reactor fuel is 11% and 13% enriched plutonium nitride. Reactor power is 50 MW_th which translates into 15 MW_e. Reactor pool is at nearly atmospheric pressure. Core inlet and outlet temperature are 350 and 365 °C, respectively. The reactor uses electromagnetic pumps to drive the primary coolant circulation. Secondary system consists of saturated steam cycle operating at 7 MPa and 290 °C. This reactor is well suited for secluded areas with the demand for electricity such as small islands.     

某游泳池式反应堆全厂断电事故分析

采用RELAP5/MOD3.3程序对某游泳池式反应堆的全厂断电事故工况进行计算,对堆内冷却剂流动逆转过程进行了模拟计算,并对全厂断电事故下堆芯漏流和组件间流动等相关参数对流动逆转的影响进行了深入分析。结果表明,该反应堆在失去全部强迫流动的情况下,能形成足够的自然循环流量,以导出堆芯余热,燃料组件不会发生破损。     

长寿命小型自然循环铅基快堆燃料选型

针对铅基快堆长寿命、小型化、自然循环的设计目标，构建铅基快堆堆芯模型并开展燃料选型研究，选取U-Pu、Th-U循环燃料及氧化物、氮化物、碳化物、金属燃料，分析比较了不同燃料的物性参数、在不同能谱条件下的堆芯物理特性。结果表明：在偏软能谱中，Th基燃料堆芯增殖能力更强，反应性系数负值更大，热工安全裕量更大、裂变产物容留能力更强；PuN-ThN燃料堆芯燃耗特性最佳，可在较疏松栅格条件下获得较强增殖能力，减少燃料装载量，确保固有安全性，兼顾堆芯长寿命、小型化、自然循环设计要求；但堆芯有效缓发中子份额较小，不利于反应性控制。