模块式小型堆非能动堆腔注水冷却堆芯的严重事故分析

以模块式小型堆为研究对象,使用MELCOR程序建立了电厂模型。选取安注管线双端剪切断裂严重事故为保守事故序列,非能动堆腔注水系统(Passive Cavity Injection System,PCIS)投入后,分析堆芯热量通过吊篮和压力容器壁进入堆腔水的传热过程,并评价燃料棒结构状态。计算结果表明,堆芯支承板保持支撑燃料组件,堆芯大部分燃料组件包壳保持棒状结构状态,PCIS冷却压力容器外壁面带出堆芯热量实现堆芯冷却。     

压水堆稳态系统程序开发

针对一体化压水堆的具体结构,建立合理的系统模型,利用FORTRAN90语言开发了系统稳态计算程序。利用本程序对满功率强迫循环和30%功率自然循环稳态运行工况下的热工水力特性进行了分析,得到了蒸汽发生器套管段一二次侧冷却剂和换热管内温度沿轴向高度的分布,冷却剂及燃料元件温度沿堆芯轴向的分布等结果,并利用RELAP5程序进行验证,证明了本程序的可靠性。本程序可以作为一体化压水堆系统的热工水力方案设计,也可用于系统的运行和安全管理。     

基于坐标平移法对压水堆核电厂堆芯慢速区修正

在压水堆核电厂换料大修前必须对装卸料机大车、小车在装卸料期间的安全边界进行验证,尤其是在堆芯区域。原始的边界区域信息是按照电厂提供的建造图纸提供的数据得来的,与实际的数据会有差别,需要根据现场实际测量的数据进行修正。在电厂的实际工作中,已经采用了基于坐标平移法对堆芯边界进行修正的方式,此方法能够降低装卸料机在堆芯磕碰导向柱的风险。基于坐标平移法对压水堆机组堆芯边界进行修正是一种有效方式。     

模块化压水堆非能动余热排出技术应用概述

模块化压水堆由于具有较高的固有安全性,而成为目前国际上核能动力的研发热点。而具有高可靠性的非能动余热排出技术的使用是保障模块化压水堆固有安全性的重要手段。本文通过简述国际上正在研发中的模块化压水堆非能动余热排出技术,研究各种堆型非能动余热排出系统的设计特点,并分析模块化压水堆非能动余热排出技术的应用前景。     

压水堆核电厂堆芯装料临界安全监督试验

<正>在核燃料组件装入堆芯的过程中,对堆芯必须进行有效地临界安全监督,以确保装料操作过程中,反应堆始终处于次临界状态,确保燃料组件在堆芯的位置和方向与经批准的设计堆芯装载图保持一致,同时避免燃料组件发生机械损伤。1装料前的准备(1)所有电厂系统均已达到堆芯装料所需的状态,装卸料机正常可用;(2)堆芯装载图和堆芯装料程序已经经主管领导和国家核安全局审批通过;(3)一回路硼浓度CB≥2100ppm;     

EPR核电站安全壳钢衬里模块化吊装优化分析

研究分析了欧洲第三代核电站(EPR,European Pressurized-water Reactor)核岛安全壳钢衬里的模块化吊装。首先研究了环形桁架在进行钢衬里吊装时最不利竖向荷载下的受力性能;其次对钢衬里吊装环形桁架进行了参数优化分析,研究环形桁架的不同参数变化对桁架性能的影响,确定出环形桁架的优化参数取值;最后对某核岛安全壳钢衬里穹顶吊装时的各项受力性能进行了研究,包括吊装受力分析、风荷载作用分析及吊耳节点有限元分析,并提出了一些参数的取值及吊装方案的合理建议,为工程施工设计提供了参考。     

压水堆核电机组长循环模式下的换料设计管理

压水堆核电机组长循环策略下的换料设计与年度换料相比有很大区别:设计循环长度、关键安全参数限值、安全分析结果均有所不同。确定堆芯装载方案时需要对备选换料方案进行综合考虑,选择安全性及经济性较好的堆芯装载方案。应用独立自主校算对设计院提供的装载方案的关键参数进行独立校算以确保关键安全参数不超限。其次重点关注所选择方案的事故分析结果,对出现的参数超差事故进行进一步的事故评价,确保事故后果不超出电厂FSAR限值。最后,通过将计算结果与实测结果的对比分析对所选择的方案进行评价和总结,为后续长循环换料设计管理提供数据支撑及经验反馈。     

子通道软件CORTH轴向层并行模块开发

CORTH软件是具有滑速比的四方程均匀流模型的热工水力子通道软件,应用于反应堆堆芯热工水力分析。在全堆芯pin-by-pin的耦合计算中,使用CORTH软件进行全堆芯燃料棒级别(Pin-Level)的热工水力子通道分析,但计算效率无法满足需求。本文通过开发轴向并行模块,提高了CORTH在全堆芯子通道分析的效率。     

320MWe核电机组75%功率平台试验前稳定时间优化

为提高秦山核电厂320MWe机组的负荷因子,优化换料后首次启动反应堆物理试验流程,开展了关于缩短75%功率平台功率分布试验前稳定时间的研究。本次研究首先开展了调研及设计交流,在此基础上制定出总体优化方案。再根据机组实际情况,利用设计院堆芯计算程序进行了前期理论分析,模拟计算反应堆在换料后首次启动提升功率至75%功率平台后,稳定不同时间下的各项功率分布特性参数,为后续研究提供理论依据。分析结果表明稳定时间对相关堆芯功率分布特性参数的影响逐渐减小,缩短稳定时间在理论上是可行的。在理论分析的基础上,机组第十四次换料后首次启动75%功率平台开展了一系列功率分布验证试验。最终,试验结果符合技术规格书验收准则要求,符合理论分析结果,且与常规功率分布试验结果的偏差在可接受范围内。因此,缩短320MWe机组75%功率平台功率分布试验前稳定时间是完全合理可行的。     

HFETR低浓化堆芯Co60同位素生产优化研究

高通量工程试验堆(HFETR)从第72-2炉开始, HFETR从高浓铀燃料向低浓铀燃料转换,至第74-1炉起堆芯全部顺利地转换为低浓铀燃料元件。本文将对HFETR的堆芯布置进行研究,探讨HFETR低浓元件堆芯生产同位素的堆芯装载优化模式。结果表明:HFETR堆芯元件装载采用低泄漏即"内→外"装载方式,提棒方式采用先提中心棒后提外围棒, Co60同位素靶同位素生产转换比最高,是目前HFETR Co60同位素靶同位素生产的最佳方案。