FRAPCON-2程序改进和校验

通过改进FRAPCON-2程序中的燃料导热系数模型和裂变气体释放模型,使之能对高燃耗的燃料进行性能分析计算。并利用Halden堆IFA 597.3 ROD8的试验数据对程序进行了验证。结果表明,改进后的程序所计算出的参数（如燃料温度和裂变气体释放份额）均与实测值符合很好,对程序的改进是成功的。     

利用秦山二期核电厂校核COBRA-Ⅳ程序

热工性能分析程序对反应堆内燃料组件的研究、设计有很大的作用,而COBRAⅣ是基于COBRA程序而开发的计算反应堆热工水力的子通道分析程序。为了校核COBRAⅣ程序计算的准确性,本次研究以秦山二期~([1])为参考堆芯,用子通道分析方法建立了秦山二期核电厂堆芯的子通道计算模型,应用COBRA-Ⅳ程序计算了秦山二期堆芯的热工性能,并将计算结果与秦山二期的设计参数对比。计算结果的对比表明,COBRA-Ⅳ程序的计算结果与设计参数符合度较高,认为程序计算结果准确。     

辐照装置中锆-4合金圆管高温变形的堆外验证试验

新型核燃料入堆辐照考验时，需要设计专用的辐照装置。将锆-4合金圆管用作辐照装置的高温承压部件时，需要考虑其长期在高温高压下运行时的变形，以防止其变形过大影响辐照装置的热工设计，进而影响辐照参数的稳定性和堆芯安全，为此在堆外对锆-4合金圆管开展验证试验。将锆-4合金圆管制成的试验件充至不同的内压，并通电加热至不同的温度，稳定考验一段时间，测量其外径的变化，重复5次，最终得到其在不同温度和环向应力下考验后的变形量。将试验结果中由氧化和蠕变导致的变形，分别与Leistikow-Schanz公式和Rosinger公式的计算结果进行对比，发现Leistikow-Schanz公式计算结果比试验氧化增重结果要大15%左右，而Rosinger公式计算结果与试验蠕变变形结果符合较好，验证了试验结果的合理性。对试验结果进行分析，认为锆-4合金圆管在外壁环向应力29.10 MPa和460～470℃的工况下可以较长时间的运行。     

小型反应堆环形燃料组件设计及应用研究

小型反应堆通常具有模块化、建造周期短以及部署灵活的特点，可作为清洁的分布式能源，在供电的同时还能够实现海水淡化、区域供暖、工业供热等多种用途。环形燃料具有内外双层包壳，其双面冷却的结构形式可以显著改善燃料传热条件，有助于减小堆芯体积、提升反应堆的安全性和经济性。环形燃料应用于小堆可以充分发挥其优势，符合我国核能发展战略。本文通过一系列的比对分析确定了适用于小堆的环形燃料组件设计方案，并根据力学性能分析结果初步实现了组件结构设计；通过对两种不同类型的小型反应堆堆芯的物理、热工、安全等分析，论证了环形燃料应用于小堆的可行性。研究结果表明，环形燃料在小型反应堆中具有良好的应用前景。