秦山第二核电厂堆芯燃料管理方案的选择与优化

堆芯燃料管理方案直接影响商用核电厂的安全稳定运行和经济效益.秦山第二核电厂1号和2号机组在经历了AFA-2G/AFA-3G燃料组件混合堆芯及提高燃料富集度改进后,将再次对堆芯燃料管理策略进行改进.本文从长燃料循环堆芯燃料管理策略改进项目的目标出发,阐述了堆芯燃料管理方案的选择与优化.     

不同混合堆芯方案对压水堆CIPS风险的影响研究

为提升核电站的经济效益，越来越多的机构开始研发更加高效的先进核燃料组件。当堆芯引入一种新型燃料组件时，堆芯中的两种组件就会形成混合堆芯。垢致轴向功率偏移（Crud Induced Power Shift,CIPS）作为影响核电安全运行的关键因素之一，其在混合堆芯中的研究也有着重要意义。本文针对某压水堆不同混合堆芯方案下的CIPS风险进行了分析评估，计算结果表明，当混合堆芯引入新型燃料组件较少时，CIPS风险变化较小；当引入较多新型燃料组件时，CIPS风险有所降低。研究结果为新型燃料组件入堆的安全评估提供了数据支撑，同时也为混合堆芯中CIPS风险评估提供了思路和参考。     

基于RELWWER程序的WWER型核电厂燃料棒破损分析

裂变产物是一回路冷却剂中放射性核素的重要组成部分,在压水堆核电厂的运行过程中,需对一回路冷却剂进行放射性测量,并根据其中的裂变产物活度监控燃料组件的运行状态。本文通过对比分析RELWWER程序的计算结果和WWER型核电厂一回路冷却剂裂变产物比活度的实测数据,给出了初步判断堆芯中燃料棒的破损情况的方法,可为停堆换料方案的制定提供参考。     

环形燃料混合堆芯横向流动特性数值模拟研究

环形燃料混合堆芯横向流动特性对原堆芯的热工安全具有重要影响。本文基于计算流体力学(CFD)方法建立了3×3环形燃料混合堆芯，通过计算混合堆芯的速度场、局部阻力特性与各组件的出入口流量守恒性，对环形燃料与原堆芯燃料之间的横向流动进行了评价。结果表明，当环形燃料与原堆芯燃料轴向各处阻力一致时，原堆芯燃料出入口冷却剂流量相对偏差小于0.8%,环形燃料出入口冷却剂流量相对偏差小于1.8%,混合堆芯各格架段无显著横向流动。     

压水堆核电厂裂变产物源项计算方法研究

裂变产物作为一回路冷却剂中放射性核素的重要组成部分,在核电厂设计中具有非常重要的意义。文中对堆芯积存量计算模型、燃料包壳内裂变产物向一回路冷却剂释放模型、裂变产物在一回路中的平衡模型进行了分析与研究,并以典型压水堆核电厂为例进行了计算与验证,证实了本文中给出计算模型的合理性以及适用性,可供压水堆核电站裂变产物源项计算分析参考。     

压水堆核电站一回路~(16)N源项计算模型的优化

~(16)N是压水堆一回路冷却剂中的主要活化产物,也是一回路中的主要辐射源。本文在传统~(16)N源项计算模型的基础上,根据堆芯内冷却剂的流向,考虑堆芯区域以及下降段区域的中子通量差异,将堆芯划分为活化区域以及反射区域,并建立了相应的计算模型,以典型三代压水堆核电站为例进行了计算与验证,计算结果与技术文件吻合良好,偏差在10%以内,验证了模型的正确性。最后分析了一回路典型部位的~(16)N平衡放射性活度浓度,发现在反应堆堆芯出口处最高,随着冷却剂流向逐步减少。研究结果表明,优化的计算模型可更准确计算压水堆核电站冷却剂的~(16)N源项,为分析反应堆一回路的辐射源项提供参考依据。     

LOCA后安全壳碎片对压水堆燃料组件的压降影响试验研究

为研究压水堆核电厂失水事故（LOCA）后杂质在堆芯燃料组件内的沉积现象及压头损失，本试验搭建相应台架，分析了极限工况下碎片在组件中的分布和堵塞情况，定量化评估LOCA后安全壳内碎片对燃料组件压降的影响。结果表明，碎片几乎都堆积在组件下半段尤其是下管座；碎片量相同时，碎片同时添加方案比依次添加方案造成的压降更大；化学沉淀物对碎片床有压实效应，可造成更显著的压头损失；即使极限工况仍有足够的冷却剂进入堆芯排出余热。      

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。     

超临界水冷堆燃料组件及堆芯方案简化设计研究

为解决超临界水冷堆中子慢化不足的问题，采用在燃料组件中设置“水棒”或者加入固体慢化剂的设计方法，同时堆芯冷却剂采用多流程流动方案，导致燃料组件和堆芯结构复杂化，并向堆内引入较多强中子吸收结构材料。因而基于CSR1000研究结果，开展了简化超临界水冷堆燃料组件及堆芯结构设计。研究结果有效简化了超临界水冷堆燃料组件和堆芯结构。      

6 核电站用M5合金包壳管疲劳性能研究

M5锆合金是法国法马通公司开发研制的新一代燃料包壳材料，现已用作第3代改进型燃料组件AFA-3G燃料棒的包壳。     

燃料污垢引发堆芯轴向功率偏移的量化分析研究

压水堆一回路系统产生的氧化腐蚀产物，由于过冷沸腾在燃料棒表面发生沉积产生燃料污垢，冷却剂中的可溶硼也会在其中吸附，进而引发堆芯的轴向功率偏移异常，影响堆芯安全和运行。针对燃料污垢的形貌特征，首先采用蒙特卡罗方法建立燃料污垢层的中子学计算模型，考虑其强中子吸收效应以及空间自屏效应，评价燃料污垢层不同等效模拟方法的计算精度。基于评价结果，确定燃料污垢的模拟方法，并在堆芯核设计程序中予以实现。基于该方法，对设计堆芯的多循环燃料管理方案中，燃料污垢引发的轴向功率偏移进行量化计算分析，结果表明，该堆芯中燃料污垢引发轴向功率偏移的风险较低。     

超临界水堆的燃料组件设计研究

与现有的轻水堆相比，欧洲高性能轻水概念堆（HPLWR）不但具有更高的系统压力（超过水临界点），而且具有更高的堆芯冷却剂温升和堆芯出口温度，因此，发电厂汽轮机的发电功率和热效率也更高。在HPLWR中，有7种以上的因素会导致堆芯冷却剂密度发生强烈变化，因此需要为其开发新型燃料组件。系统的设计研究表明：在减少结构材料、优化慢化剂一燃料比和展平燃料棒功率等方面，布置有两排燃料棒及一个中心位置的慢化剂盒的方型燃料组件是最佳的。利用中子学和热力学分析，已完成了HPLWR燃料组件的详细力学设计。此外，提出了上管座、下管座、蒸汽腔室、下部搅混腔室以及下堆芯板等概念设计，组成HPLWR特殊的流体通道。这种设计不仅实现了慢化剂与冷却剂相向流动时的防漏，而且实现了不同介质流的均匀混合。燃料组件设计概念可作为关键部件，用于所有HPLWR的先进堆芯设计。     

岭澳核电站混合堆芯落棒事故分析

岭澳核电站从第二循环开始采用新的AFA-3G燃料组件,并从第三循环开始提高燃料235U的富集度。因此,大亚湾核电运营管理有限责任公司于2001年开始进行岭澳混合堆芯项目的论证。本文用SCIENCE、ESPADON、CINEMA、CANTAL、FLICA等分析工具对混合堆芯提高燃料富集度的落棒事故进行了分析。分析结果表明,在落棒事故条件下的最小DNBR值满足设计限值。     

小型压水堆压力容器内部三维流场计算

反应堆安全分析过程中，获得反应堆压力容器内部准确的流场至关重要。以小型压水堆为研究对象，运用计算流体力学（CFD）方法对反应堆压力容器内部流场进行计算分析，获得燃料组件流量分配和下封头混合特性。结果表明:两泵高速对称入口条件下，燃料组件流量分配系数最大值为1.032，最小值为0.934，且流量整体分布呈现“中间大、边缘小”的特点；一泵高速非对称入口条件下，下封头流动漩涡增强，燃料组件流量分配的不均性增大；下封头混合特性计算得到堆芯入口冷却剂流量混合因子最小值为0.022，下封头冷却剂混合能力不足。      

混合能谱超临界水堆堆芯热工-物理性能分析

针对一种新型的超临界水堆设计方案——混合能谱超临界水堆（SCWR-M）进行分析。混合能谱超临界水堆包括热谱区和快谱区两部分，分别布置在堆芯的外部与内部。它在继承了热谱与快谱超临界堆芯设计优点的同时，有效地克服了两者的不足。对于热谱区，冷却剂与慢化剂同向流动，大幅降低了燃料包壳的表面温度和组件的机械加工难度;对于快谱区，采用多层燃料组件和较大的栅距棒径比p/d，可得到较高的燃料转换比和较小的冷却剂负反应性系数。本工作采用自主开发的基于子通道分析和三维物理计算的耦合程序，对混合能谱超临界水堆的热工性能和中子物理性能（包括燃耗性能）进行研究。初步的耦合分析结果表明了混合能谱超临界水堆设计方案的可行性。     

基于MOX燃料组件的177混合堆芯装料方案数值研究

通过计算华龙一号（HPR1000）压水堆平均卸料燃耗得到乏燃料中钚（Pu）同位素的含量，以此成分比例来设计铀钚混合氧化物（MOX）燃料。采用离散型燃料组件设计，通过不同Pu含量的MOX燃料棒离散型布置来降低与UO₂燃料组件间的功率梯度。采用程序MCNP和COSLATC模拟堆芯功率分布和热中子注量率分布，采用分区分层的低泄漏装料方案，降低不同燃料组件间的功率梯度，展平堆芯的功率分布。在不考虑可燃毒物的前提下，利用3种Pu含量的MOX组件将混合堆芯的功率峰因子控制在1.77左右，明显优于原堆芯的功率峰因子，为国产三代压水堆引入MOX燃料提供了具有参考价值的装料方案。      

超临界水冷堆CSR150概念设计

超临界水冷堆（SCWR）是第IV代核能系统候选堆芯之一。在中国核动力研究设计院提出的中国超临界水冷堆（CSR1000）概念设计方案的基础上，提出了超临界技术示范堆（CSR150）概念设计方案。本文开展了CSR150堆芯设计研究，堆芯采用45盒燃料组件设计，通过燃料富集度分区及双流程冷却剂流动方案设计，提升冷却剂出口温度并降低燃料包壳温度。研究分析表明，本文方案中功率分布、燃料包壳温度等关键参数满足CSR150设计目标和设计准则要求。     

CSR1000堆芯流量分配的研究

以中国百万千瓦级超临界水冷堆(CSR1000)堆芯为研究对象,建立热工水力计算模型,计算出冷却剂和慢化剂温度分布、堆芯功率分布、燃料组件出口压力及流量分配等参数。计算结果表明,适当增加堆芯内部燃料组件流量比例,可以有利于径向功率展平,内外燃料组件通道出口压降,呈现"N"型变化,增大内部燃料组件的堆芯入口功率,内部组件内的流量分配也将减少,而外部燃料组件通道中的流量将增加,适当调整堆芯入口流量初始分配比例,可以使各通道功率分布展平。     

压水堆燃料组件附加质量仿真研究

为了准确探究反应堆冷却剂与燃料组件间存在流固耦合行为对燃料组件振动特性的影响,本文采用计算流体动力学（CFD）软件Fluent平台,运用其中的动态网格技术,以压水堆燃料组件为研究对象,通过建立燃料组件模拟棒束、堆芯围板以及冷却剂模型,实现燃料组件与堆芯围板分别单独运动工况的燃料组件附加质量计算。结果显示：燃料组件运动工况下,燃料组件附加质量系数均值为2.4712;围板运动工况下,燃料组件附加质量系数均值为–3.4713,均与文献值偏差小于5%。叠加附加质量后,燃料组件振动频率计算值与水中振动试验测试结果偏差小于5%,验证了分析方法的合理性。本研究建立的仿真计算方法能够用于压水堆燃料组件附加质量计算。     

百万千瓦级压水堆核电站长燃耗堆芯钆可燃毒物优化研究

对百万千瓦级参考核电站长燃耗堆芯（１８个月换料）采用的可燃毒物（钆）含量与堆芯燃料管理主要结果进行了分析研究。该研究采用先进的燃料管理程序系统,对不同可燃毒物含量和不同可燃毒物棒根数的燃料组件进行了计算,给出了组件无限增殖因子（ｋｉｎｆ）随燃耗的变化关系,据此对参考堆芯采用相同的装载进行了４种方案燃料管理计算。计算结果表明,对于堆芯燃料管理,采用低可燃毒物含量、含可燃毒物棒数多的装载方案明显优于高可燃毒物含量、含可燃毒物棒少的堆芯装载方案。