AP1000燃料组件设计特性

AP1000型燃料组件是西屋公司在40多年的燃料组件没小重行经验的基础上,改进开发的用于AP1000反应堆的高性能燃料组件。本文介绍了西屋压水堆燃料组件的设计发展,重点描述了AP1000型燃料组件的设计特点。     

AP1000堆芯仿真计算建模与精度分析

针对核电厂AP1000堆芯描述,建立由组件计算、截面拟合处理计算模型,并得到组件少群常数;采用两群三维,实时中子动力学仿真模型,选取11组衰变功率计算堆芯衰变功率的三维变化,同时为了准确计算反应堆的"中毒"变化,三维空间上考虑氙、钐以及先驱核碘、钜元素浓度的影响特性,建立针对AP1000堆芯实时仿真计算模型,并准确计算反应堆的"中毒"和氙振荡现象,为验证模型建立的正确性与堆芯实时仿真程序SimCore的精准性,对堆芯临界硼浓度、堆芯温度、控制棒价值进行计算,同时选取汽机停机不停堆、反应堆满功率跳堆运行,反应堆正常停堆运行及控制棒落棒、弹棒事故响应等不同测试工况,对结果进行验证及分析。结果表明:建立的三维堆芯实时仿真程序模具有较好的精准性,可以用于全范围模拟机堆芯计算,并广泛应用于核电厂堆芯物理仿真。     

评AP1000堆芯设计

根据美国用户要求文件(URD)对3代压水堆核电厂的某些要求,比较AP600和AP1000核电厂的某些设计参数。建议三门核电厂和海阳核电厂取消机械补偿(MSHIM)基荷运行模式及复杂的堆芯设计。     

AP1000主回路系统热工水力瞬态计算程序RETAC的开发

针对先进压水堆AP1000的具体结构和运行特点,采用FORTRAN程序设计语言,自主开发了用于AP1000主回路系统热工水力瞬态计算的微机型程序RETAC（REactorTransientAnalysisCode）。利用程序对AP1000失流事故进行分析,得到了堆芯燃料中心最高温度、最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)、稳压器压力、水位及蒸汽发生器二次侧压力、水位等主要系统参数的瞬态特性。分析结果表明,在失流事故初期阶段,堆芯热通道燃料中心最高温度和MDNBR不超出规定限值,满足安全准则要求。RETAC完全采用模块化编程,便于移植和二次开发,可为后续开发自主知识产权的大功率压水堆安全分析程序提供借鉴。     

AP1000非能动堆芯冷却系统及系统设计瞬态研究

AP1000在标准设计中革新性重大改进之一就是采用了独特的非能动堆芯冷却系统(PXS)。目前世界上在役核电厂和在建核电工程中,AP1000非能动堆芯冷却系统是第一个完全采用非能动手段来达到堆芯冷却、冷却剂补充以及限制放射性释放等安全功能的安全相关系统。文章结合AP1000非能动堆芯冷却系统设计与运行,应用包络方法对一些重要的设计瞬态进行研究分析,从而得出系统设计的合理性和系统功能实现的可行性,为自主研发ACP100、ACP600、ACP1000等第三代核电技术提供借鉴和参考。     

AP1000堆芯动态仿真程序开发

AP1000堆芯采用了先进的机械补偿控制模式(MSHIM)控制反应堆功率和轴向功率偏差。以Matlab/Simulink为平台,开发AP1000堆芯动态仿真程序。首先建立优化的节点堆芯动力学模型,该模型既有较高的计算精度又有较快的计算速度;然后建立MSHIM控制系统模型,并对负荷跟踪工况进行了动态仿真。通过与已有仿真结果的对比,验证了仿真程序的正确性。     

AP1000堆芯核设计中一个应当注意的问题

AP1000核电厂作为我国引进的第三代核电技术已在我国多地开建,其设计中的很多先进技术与理念也成为核电行业学习研究的方向之一。但由于诸多原因,其他非承转单位在对AP1000设计的研究与学习过程中,会遇到一些与以往不同的问题,往往会引起技术消化困难。本文通过对AP1000堆芯核设计的审查,发现了一个功率分布畸变的问题,通过校算与研讨分析,给出了AP1000堆芯核设计报告中硼降曲线与堆芯功率分布计算工况的非常规处理方式。     

计算流体动力学在燃料组件热工水力性能分析和格架研制中的应用

国外使用商用计算流体动力学(CFD)软件分析燃料组件中流体的三维流场和温度场,并将验证的方法用于燃料组件格架设计,获得了成功。中国核动力研究设计院空泡物理和自然循环重点实验室用CFX程序对带格架棒束内流场进行了计算,解决了小尺寸复杂结构几何体的模拟,边界条件的选取和CFX计算能力的评价,然后完成了单相,空气一水两相流场和流动特性的计算分析及试验对比验证。已完成的研究表明,尽管CFX程序目前在计算两相流动和传热方面还存在不足,但通过比较单相流场的湍流,旋涡和棒束附近流体温度分布基本可以评价格架对流体的交混性能;格架上的弹簧和刚突对于流动有相当的作用,对其进行模拟是必要的。研究还建议在使用CFD方法进行燃料组件格架热工水力分析前要先进行基准练习以保证分析结果的正确性。     

基于PARCS和RELAP5程序的AP1000弹棒事故计算分析

本文主要以AP1000先进装载首炉堆芯为研究对象,基于PARCS和RELAP5程序,建立AP1000三维物理—热工水力耦合模型,并在模型的基础上,进行AP1000弹棒事故计算分析。在热态满功率的情况下,选取4种位置处的单束控制棒分别进行弹棒试验并对比了单通道和多通道两种水力通道划分结果,还进行了两束控制棒同时弹出试验。结果显示单束控制棒弹出时最中心的AO棒弹出后果最严重,引起的核功率峰值最大,但燃料中心和包壳温度都未超规定值。单通道与多通道相比,由于其燃料温度较低,多普勒效应则相对较弱,弹棒位置处归一化温度分布越低弹棒价值则显示越大。选取的两束棒同时弹出时虽然引入的正反应性较大,压力的变化较为剧烈,对一回路系统易产生冲击,但由于棒分布在堆芯外围从而其引起的温度和压力变化峰值仍在可接受范围,但温度和压力结果也都在可接受范围。     

田湾核电站TVS-2M先导组件堆芯热工水力分析

田湾核电站一号机组于第5燃料循环装入6组TVS-2M先导燃料组件,并将经历从第5燃料循环到第8燃料循环4年的堆内运行。本文通过对先导燃料组件堆芯热工水力分析,堆芯运行实际试验测量以及组件变形检查,验证了热工水力设计程序计算模型的合理性以及计算结果与试验结果的符合性。结果表明,TVS-2M燃料组件与AFA燃料组件具有良好的相容性,从而证实了过渡循环条件下反应堆运行的安全性和可靠性。     

首台AP1000-回路水压试验方案及风险分析

描述了首台AP1000核电机组一回路冷态水压试验的方案,结合上游设计文件、标准规范及设计技术要求,明确了试验边界的选取原则,提出了水质要求、压力和温度要求及临时水压试验泵的设计要求,同时对升温升压及降温降压速率提出合理依据,分析水压试验过程中可能出现的问题和风险。本试验方案对后续试验程序的升版及试验的执行具有指导作用,可供国內AP1000机组水压试验参考。     

AP1000核电厂反应堆冷却剂系统布置设计

AP1000核电厂反应堆冷却剂系统布置设计,在满足系统功能的前提下,充分考虑了屏蔽防护、核级部件在役检查、模块化设计、内部灾害防护等方面的要求。反应堆冷却剂系统主设备及主回路采用了紧凑型的布置方式,改善了环路配置的经济性,波动管布置在考虑足够柔性的基础上采用了大倾斜角连续上坡的方式,降低了波动管在运行过程中出现热分层的可能性,稳压器安全阀及ADS第1、2、3级集中布置在稳压器顶部,组合成一体化的模块Q601,改善了反应堆冷却剂系统布置结构。     

AP1000核电厂质量保证分级方法探讨

以西屋公司AP1000分级为基本原则,参考国内AP1000自主依托化项目质量保证分级方法,综合质量保证分级考虑因素,满足国内核安全法规和标准对质量保证分级的要求,提出了后续AP1000项目质量保证分级的方法。     

LP1000模块化施工分析

文章针对AP1000机组模块化施工的技术和进度特点进行了分析,特别是对AP1000模块化施工面临的挑战和问题进行了深入的分析。这些挑战和问题有些是首台AP1000机组所特有的,有些将在后续AP1000机组建设过程中继续存在,文章分别阐述并提出了几项建议措施。     

AP1000安全壳子隔间压力响应分析

用TMD程序建立了AP1000核电厂安全壳子隔间73节点模型,选取3种典型的破口尺寸和类型,计算了不同位置破口导致的子隔间压力响应。同时分析了程序模型和输入参数对结果的影响,得到极限工况计算结果,并识别出安全壳隔间薄弱环节。结果表明,增大薄弱节点的流通面积可明显降低隔间最大压差,提高安全裕量。     

失去交流电源事故下AP1000堆芯节块模型敏感性分析

本文以失去交流电源事故作为计算条件,对AP1000核电厂堆芯节块模型的敏感性进行了研究.利用现有AP1000核电厂的资料建立了堆芯节块划分模型并修改了堆芯节块划分,经计算并与安全分析报告进行对比,验证了推芯节块划分模型的正确性.在获得验证的模型的基础上,通过修改堆芯节块划分,进行了模型敏感性分析.分析结果表明：堆芯节块数目的变化对事故计算的结果有较大影响,随着堆芯节块数目的减少,核电厂反应堆冷却剂系统（Reactor Cooling System,以下简称RCS）系统压力的下降速度降低;温度升高;堆芯补水箱（Core Makeup Tank,以下简称CMT）系统投入时间延迟非能动余热排出系统（Passive Residual Heat Removal,以下简称PRHR）提前工作;CMT和PRHR的最大流量显著增加.     

AP1000 PSA模型研究及模型格式转换程序开发

第三代核电技术(AP1000)引进中的概率安全评价(PSA)模型是用CAFTA程序建立的,而我院使用的是RiskSpectrum程序。在分析两个程序数据文件的基础上,开发CAFTA2RS转换程序,从CAFTA建立的PSA模型中提取相关信息,修正不符合RS程序的数据格式,将AANB和EQU等门类型转换为RS程序允许的门类型,并将长达数千页的大型故障树拆分成符合RS格式的4000多棵小故障树,实现CAFTA程序建立的PSA模型到RiskSpectrum程序的PSA模型间的自动转换。     

AP1000与二代压水堆核电厂的严重事故预防与缓解策略比较

根据压水堆核电厂严重事故发生机理,基于高压堆熔、压力容器失效以及安全壳失效三个关键阶段,针对AP1000和二代核电厂进行比较,在系统结构设计上分析两者在严重事故预防与缓解策略方面的异同,最后对我国在役核电厂的严重事故预防与缓解提出建议。     

AP1000质量保证原则要求分析

通过对中美核质保法规的比较分析,参考AP1000依托化项目质量保证要求,结合AP1000非能动技术特点和西屋公司质量管理要求,提出了后续AP1000国产化项目质量保证的基本原则要求。     

AP1000蒸汽发生器制造难点分析

通过总结浙江三门核电站在建的全球首台AP1000核电机组蒸汽发生器制造过程中所遇到的部分制造难题,简要分析其制造要点,为后续AP1000核岛主设备国内制造提供借鉴和参考。