CANDU堆应用RU的PWR/CANDU联合核燃料循环的研究

对压水堆乏燃料后处理回收铀（RU)在秦山三期CANDU堆中应用的可行性和经济性进行分析。使用ORIGEN2程序．对后处理回收铀在生产后放置不同时间后核素的成份和放射性活度进行了计算。证明RU燃料元件生产的放射性水平是可以接受的。使用DRAGON／DONJON程序对应用RU的秦山三期CANDU堆的时均堆芯和瞬时堆芯校验分析表明：采用简单的2燃耗区，2、4棒束的换料方案能满足最大通道功率、最大棒束功率限制。通过放射性分析和堆芯物理分析可以看出，秦山三期CANDU堆在不改变堆芯结构及运行模式的条件下，从天然铀(NU)燃料过渡到RU燃料是可行的。通过对秦山三期CANDU堆应用RU的经济性分析，可以看出PWR／CANDU联合核燃料循环的策略既可节约铀资源(23％)，提高燃料的能量输出(4l％)．又减少了废燃料的处置量(66％)．可大大降低核电成本。     

秦山三期CANDU堆应用稍浓铀的研究

对秦山三期CANDU堆应用稍浓铀的可行性用DRAGON／DONUON程序做了时均堆芯研究分析确定秦山三期采用稍浓铀的最优富集度为1.125wt％并对使用此富集度稍浓铀的秦山三期CANDU堆做了基于通道年龄模型的瞬时堆芯检验计算结果表明,在使用2．4棒束换料及简单的分2个燃耗区,外内区燃耗比为0.9时,能够满足秦山三期运行执照限制秦山三期CANDU堆使用此富集度燃料的经济效益的初步分析表明,它将使燃耗提高到185GWd／t(U),每年节省天然铀资源约53吨,减少乏燃料约116吨,节省燃料循环费用约6700万元计算表明,勿需对秦山三期堆芯结构和运行模式做重大改造即可完成天然铀向稍浓铀的过渡。     

新型燃料组件CANFLEX在秦山三期重水堆中的应用研究

介绍了CANDU堆新型燃料组件CANFLEX的特点,分析了其物理性能及热工水力特性,并对在秦山三期CANDU-6堆中应用CANFLEX组件的可行性进行了研究。结果表明。CANFLEX组件通过改进热工水力特性,提高了反应堆安全裕度。在CANDU-6堆中应用CANFLEX组件替代目前的NU-37组件不会影响堆芯功率分布和峰值,功率波动幅度变化也很小。由此证明。在秦山三期CANDU-6堆中应用     

MOX燃料在CANDU重水堆中应用可行性的研究

针对CANFLEX组件装载MOX燃料在CANDU重水堆中的应用进行了时均和瞬态验证计算。计算结果表明,最大通道功率和最大棒束功率均未超过限值。勿需对堆芯结构和运行模式做重大改变即可完成从天然铀堆芯向MOX堆芯的过渡。提出了应用MOX燃料的PWR／CANDU联合燃料循环策略。估算表明,秦山三期CANDU堆采用先进PWR／CANDU联合燃料循环,将使燃耗提高到13900MW·d／t(U);相对于PWR和CANDU堆各自独立的燃料循环,每年节省天然铀资源180t,减少乏燃料处置量约128t。     

重水堆机组大修的核安全风险控制

重水堆机组大修期间核燃料仍保持在堆芯,同样存在反应堆意外临界、堆芯余热不能正常导出引起燃料元件损坏等核安全风险,而且这种风险还由于停堆大修期间核电站系统配置薄弱、交叉作业多等因素而增加.文章分析了秦山三厂典型的大修关键路径安排中存在较大核安全风险的几个阶段,并介绍了在历次大修中结合重水堆机组特点所采取的一系列核安全风险管控措施,以确保机组大修期间的核安全.     

秦山CANDU核电厂大修周期延长的初步研究

重水堆核电厂因其具有不停堆换料的优势,不受燃料燃耗的限制,可安排较长的大修周期.通过大修周期的延长,可以减少电站寿期内计划大修的次数,减少机组停堆和启动的次数,有效提升机组寿期内容量因子、机组大修业绩和运行业绩.本文结合秦山CANDU核电厂和国外重水堆核电厂情况,提出大修周期延长的初步可行性分析和实施建议.     

CANDU堆燃料管理计算软件的应用研究

我国秦山三期核电厂采用的是加拿大CANDU-6反应堆机组。这是我国首次引进重水压力管式反应堆堆型，为了满足这一新堆型燃料管理计算的需要，开发了CANDU堆燃料管理的计算软件DRAGON/DONJON。并采用这套程序对秦山三期CANDU-6反应堆进行了一些初步的燃料管理计算。许算结果表明DRAGON／DONJON可满足秦山三期核电厂燃料管理计算需要。     

下一代CANDU堆

【英国核能学会《核能》2002年2月刊报道】 加拿大核学会学报上一篇关于下一代CANDU堆的文章简要说明了加拿大原子能有限公司(AECL)正在对CANDU系统可能的开发采用的方法,英国能源部门对此表示了浓厚的兴趣。 AECL一直在研究革新方案,目标是比现在CANDU 6的总投资减少40%。CANDU系统的优势在于不停堆换料、低压慢化剂和充当热阱的冷却剂分开,以及带经济燃料束设计的水平模块化燃料通道堆芯。 最后的设计和开发工作产生出600 MW CANDU概念堆,并有一些拟议的重大变化。其中一些变化是: 使用低富集铀(SEU)而不用天然铀。这种燃…     

重水堆大修期间的核安全要求及管理

主要是从CANDU堆停堆大修期间的核安全管理方面论述CANDU大修期间的核安全要求及依据以及制定这些核安全要求的背景。其内容包括对停堆大修核安全要求这个管理程序的介绍，CANDU堆大修期间存在的核安全风险及应对措施等。     

一体化小型氟盐冷却高温堆瞬态特性分析

根据下一代核能系统的发展目标,提出了采用自然循环的一体化小型氟盐冷却高温堆的概念。利用修改后的RELAR5-MS系统分析程序,建立了一体化小型氟盐冷却高温堆模型,并得到其稳态特性参数。在此基础上,对其在满功率运行状态下的反应性引入事故和失热阱事故进行了分析。分析计算表明,在反应性事故工况下,由于自然循环的存在,堆芯冷却剂流量随着堆芯温度发生动态变化,最终达到新的稳态,燃料棒和冷却剂温度均处于安全限值范围内。在失热阱事故下,反应堆负反馈的特性使得堆芯功率逐渐降低并实现自动停堆,即使不考虑余热排出系统的作用,燃料组件和冷却剂温度上升缓慢,在140 h内,燃料棒和冷却剂温度均处于全限值范围内。结果表明,一回路采用自然循环冷却的一体化小型氟盐冷却高温堆具有良好的固有安全性。     

非线性迭代半解析节块法在CANDU堆燃料管理中的应用

研究目前压水堆中常用的现代的非线性迭代节块法在CANDU堆的燃料管理中的应用 ,研发了非线性迭代半解析节块法燃料管理程序FMPHWR。通过基准题及对秦山三期CANDU堆的计算表明 :同目前采用有限差分和有限元方法的重水堆燃料管理程序相比 ,在相当的精度下 ,FMPHWR可以获得较高的计算效率。它完全可以用于CANDU堆燃料管理计算。     

共同发展CANDU 6技术

介绍了秦山三期重水堆核电站为适应中国国情和秦山厂址和根据CANDU技术与国际核工业的发展,对原CANDU6的设计所作的15项重要变更。     

重水堆停堆工况下单相自然循环热阱有效性分析

对重水堆核电厂停堆冷却剂丧失强迫循环后,单相自然循环热阱的有效性进行了计算分析。通过分析发现,每环路内一台或两台蒸汽发生器可用时,主热传输系统都可以建立稳定的自然循环,排出堆芯热量。一台蒸汽发生器可用时,两燃料通道内包壳由于冷却条件的不同有温差存在。在同一堆芯衰变功率水平下,主系统内自然循环流量受环路内可用蒸汽发生器数量影响较小。     

CARR应急堆芯冷却系统停堆冷却措施分析

停堆后的冷却问题是中国先进研究堆(CARR)重要的安全问题之一。CARR应急堆芯冷却系统是一套多功能、高度安全可靠的专设安全设施,它在反应堆正常运行时执行池水冷却功能;在正常停堆和事故停堆过程中执行应急堆芯冷却功能;还执行应急热阱选择、系统供电方式、回路阻力分析、阀门开关设置等方面的处理,使系统在两种功能的切换中不需要人为操作,依靠流量的自动匹配来满足正常运行和事故运行的要求。体现了CARR的安全性、先进性和经济性。本文以核安全法规和导则为前提,以满足系统功能为基础,首先介绍了CARR应急堆芯冷却系统的功能、主要参数和流程。根据CARR的实际情况,对应急堆芯冷却系统的停堆冷却措施和典型事故进行了分析,论证了该系统是如何在正常停堆和事故停堆状态下实现非能动堆芯冷却的。     

秦山第三核电厂大修周期优化项目

秦山第三核电厂为CANDU堆,其大修周期优化项目在非标定类监督要求论证时主要参照加拿大CANDU堆核电厂的论证实践,总体上从执照基准文件的符合性审查、受大修周期优化影响设备运行历史评估、系统不可用度评价和监督试验历史评价4个方面来进行定量或定性分析论证,同时还具体借鉴了美国核电厂长燃料循环论证方法中的技术规格书监督要求修改论证的实践,对每个非标定类监督要求从6个方面进行论证总结。     

重水堆运行监督中的几个特殊问题探讨

秦山第三核电厂的CANDU-6型重水堆已经进入商业运行阶段,上海监督站在对重水堆的监督过程中遇到了一些新的问题,如重水泄漏与损失、燃料棒束包壳破损以及在电厂大修期间由启动仪表导致第一停堆系统误动作等.本文就这些特殊问题的处理原则进行探讨,并提出了自己的见解.     

秦山CANDU堆医用~(60)Co生产对ROP停堆整定值影响分析

秦山CANDU重水堆在顺利开展工业~(60)Co放射源生产的基础上,变更D型钴调节棒为医用调节棒,生产医用~(60)Co。医用钴调节棒在设计上与工业钴调节棒有等效的反应性控制能力,但他们细微的差别还是会对ROP停堆保护参数产生很小的影响。本文计算医用钴调节棒堆芯下的ROP停堆整定值,并与同样工况下工业钴调节棒堆芯下计算的停堆整定值进行比较,分析医用~(60)Co生产对ROP停堆整定值的影响。     

秦山CANDU6重水堆应用RBGSS技术的可行性分析

RBGSS技术将为CANDU6重水堆提供另外一种进入保证停堆状态的方法。本文介绍了RBGSS的技术方案,分析了RBGSS技术的优势,结合秦山CNADU6反应堆的运行实践,探讨了RBGSS技术在机组大修和小修过程中的应用方法,评价了RBGSS技术的安全性和经济性。最后讨论了RBGSS可能存在的问题。     

秦山CANDU6机组首次基于控制棒的保证停堆状态应用分析

基于控制棒的保证停堆状态(RBGSS)为秦山重水堆堆型(CANDU6)提供了一种新的保证停堆方式。本文介绍了在秦山CANDU6机组首次成功应用RBGSS技术的实践过程,包括RBGSS实施前充分的技术论证、技术文件开发及实施沙盘推演,实施过程的有效控制。总结了实施的经验,为后续更好应用RBGSS技术提供了改进方向和建议。     

使用离散钍铀燃料组件的CANDU6堆物理特性初步研究

为研究钍铀燃料在CANDU6堆中的应用,采用DRAGON/DONJON程序,对使用离散型钍铀燃料37棒束组件的CANDU6堆进行时均堆芯分析。结果表明,组件采用235U富集度为2.5%的铀棒以及第1、2、3圈布置钍棒的37棒束组件,堆芯在8棒束换料、3个燃耗分区的方案下,组件的冷却剂空泡反应性较使用天然铀的37棒束组件（NU-37组件）与采用混合钍铀元件棒的37棒束组件更负;堆芯最大时均通道/棒束功率满足小于6700?kW/860?kW的限值;燃料转化能力比采用NU-37组件时更高;卸料燃耗可到达13400?MW·d/t(U)。研究表明,所设计的离散型钍铀燃料37棒束组件可用于现有CANDU6堆芯,且无需对堆芯结构及控制机构作重大改造;燃料组件和堆芯设计方案可为钍铀燃料在CANDU6堆芯的应用提供参考。