压水堆燃料棒堆内瞬态试验功率调节装置设计

燃料棒功率瞬变调节技术是燃料元件堆内瞬态行为试验研究中的关键技术之一.本工作设计功率调节装置,以实现对燃料棒在堆内瞬态试验过程中的功率调节.该装置由驱动机构、固体中子吸收体、控制系统组成.堆内外的试验结果表明功率调节装置运转顺利,控制系统可控制吸收体以不同速度上下运动,同时又可在事故情况下停止吸收体的运动,以确保反应堆安全.     

大晶粒UO2燃料芯块堆内试验组件的研制

为了开发高性能的压水堆燃料,研制了大晶粒燃料芯块。试验燃料芯块具有高的235U富集度、小直径和大晶粒尺寸的特点。通过堆内辐照试验可以对不同制造工艺的燃料芯块进行评价和筛选,以便确定燃料制造工艺。为了在中国原子能科学研究院池式研究堆中随堆考验,设计了一种试验组件,包含四根双包壳的燃料棒。双包壳燃料棒是在外包壳内装入两根单包壳燃料棒。试验组件直接由反应堆一次循环水冷却,不设专门的冷却回路。试验组件上安装了多种堆芯测量传感器,包括燃料中心温度热电偶、自给能中子探测器和冷却剂出、入口温度热电偶,可以在线监测燃料试验参数。描述了大晶粒UO2燃料芯块的研制、试验燃料组件的研制和检验。     

破损燃料组件修复后的物理特性分析

破损燃料组件修复后再次入堆使用是必须进行安全评估,以确保核安全。本文以采用AFA3G燃料组件的CPR1000机组为研究对象,对装入反应堆后的正常燃料组件和修复燃料组件的核物理和功率分布进行分析评估。结果表明:燃料组件内更换一根燃料棒对燃料组件反应性的影响很小,该影响可以忽略。更换不锈钢棒的数量越大,燃料组件反应性变化幅度越大。随着燃耗的加深,燃料组件反应性变化幅度也增大。修复的燃料组件虽然在换棒位置局部区域发生功率畸变,相对功率略微的升高,但离换棒位置较远的燃料棒的相对功率没有变化,换棒不会导致组件内功率峰发生象限的偏移。     

高燃耗下M5合金包壳燃料棒稳态和瞬态性能分析

修改并验证了分析程序FEMAXI-IVM,增加了程序的适用范围。对采用M5合金包壳的FA300-4高性能燃料组件中的燃料棒在稳态和瞬态运行工况下的燃料性能进行了分析。结果表明,此种燃料棒在稳态和瞬态工况下都能保持其完整性,能保证反应堆的安全运行。     

水冷反应堆燃料元件的在役检测和处理

水冷反应堆包括轻水堆和重水堆,轻水堆分为压水堆和沸水堆;重水堆分为加压重水堆和加拿大的氘铀堆。国际上把它们归为一类进行研究。本文涉及的破损燃料元件的在役检测和处理包括：反应堆运行时的检测;换料时或换料后的检测;在燃料组件内鉴别破损的燃料棒;燃料组件的监测、拆卸和修复;破损燃料棒拆出后的检测,破损定位与修补。     

水冷反应堆燃料元件的在役检测和处理

水冷反应堆包括轻水堆和重水堆,轻水堆分为压水堆和沸水堆;重水堆分为加压重水堆和加拿大的氘铀堆。国际上把它们归为一类进行研究。本文涉及的破损燃料元件的在役检测和处理包括：反应堆运行时的检测;换料时或换料后的检测;在燃料组件内鉴别破损的燃料棒;燃料组件的监测、拆卸和修复;破损燃料棒拆出后的检测,破损定位与修补。     

重水堆燃料铍材国产化及入堆验证试验

为了将制造重水堆燃料棒束使用的铍材国产化,在工艺鉴定合格的基础上,分析国产铍材燃料棒束堆内运行的要求,制定国产铍材燃料棒束专项生产计划,并将生产的国产铍材燃料棒束装入秦山第三核电厂的2号机组反应堆中进行验证试验。结果表明:国产铍材燃料棒束的质量和性能满足秦山第三核电厂重水堆机组运行的要求。建议后续对铍涂覆过程进行精细化控制,使涂覆质量最佳。     

铅冷小堆堆芯初步设计

铅及铅基材料作为反应堆冷却剂,有着优良的中子学性能和热工性能。欧盟、俄罗斯、美国、韩国、日本、中国等国家均投入了大量的人力和物力研发铅冷快堆。本文旨在提出一种铅冷小堆堆芯初步设计方案。本文使用西安交通大学研发的快中子反应堆中子学计算分析软件包SARAX进行堆芯中子输运、燃耗、反应性系数和动力学参数等中子学计算分析。为了满足紧凑型、轻量化的特点,选择了高富集度的燃料;为了展平功率,选用了两种富集度的燃料组件。采用一组控制棒组件和一组停堆棒组件控制反应性,控制棒选用对快区和热区中子具有良好吸收能力的B_4C作为中子吸收体,在紧急停堆棒中增加了高密度中子吸收体材料钨,以实现堆芯的反应性控制以及紧急停堆需求。对堆芯中子学参数的计算结果分析表明:堆芯能满足6EFPY的寿期长度的要求,在整个寿期内k_(eff)下降0.014 4,波动较小;在寿期内实现了锕系元素的减少和~(239)Pu的明显增加。在整个循环内,冷却剂密度系数、冷却剂空泡价值和膨胀系数等重要反应性反馈系数均为负;设计的控制棒以及安全棒组件能够提供足够的控制价值;在整个寿期内,堆芯满功率运行时,最高包壳表面温度、最高燃料中心温度、线功率密度等参数没有超过限值,并留有充足的设计裕量。表明本初步设计在整个寿期内的主要中子学参数满足安全要求。     

采用~3He回路的功率跃增辐照装置物理特性研究

功率跃增辐照装置用于研究堆内进行燃料元件功率跃增试验(PRT)。对置于高通量工程试验堆(HFETR)中的PRT辐照装置,采用MCNP程序计算装置的中子学特性、各结构的释热率及其轴向分布;采用物理-热工耦合计算方法,结合MCNP程序和CFX程序,得到3He回路压力范围内燃料棒的功率变化。结果表明:3He气体层能显著削弱进入氦屏以内结构的热中子流,并降低装置及其周围的中子注量率;改变3He气体密度能显著地改变装置及其周围的中子场,有效地调节试验燃料棒的功率。燃料芯块释热功率随3He气体压力的减小而单调递增,其计算值与采用自然对数函数拟合的曲线吻合良好。     

破损燃料组件修复后的物理和热工计算分析

以采用AFA3G燃料组件的中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电机组为研究对象,对装入反应堆后的正常燃料组件和修复燃料组件的堆芯物理和热工性能进行分析评估。结果表明:燃料组件内更换1根燃料棒对燃料组件反应性的影响小于-0.03%,该影响可以忽略;修复的燃料组件在换棒位置周围的燃料棒相对功率略微升高约5.6%;燃料组件内更换1根不锈钢棒对燃料组件的相对功率影响约为0.1372%~0.2698%,对组件燃耗的影响大约为0.11%,对堆芯慢化剂温度系数的影响大约为0.03%,对组件出口慢化剂温度的影响大约为0.03%;对堆芯功率峰因子、堆芯临界硼浓度、堆芯停堆裕量和堆芯出口慢化剂温度基本没有影响。     

用PARCS/TRACE/ROBIN程序系统研究秦山二期弹棒事故

利用美国核管制委员会(US NRC)堆芯三维中子动力学软件PARCS、热工水力软件TRACE、辅助建模软件SNAP以及具有国内自主知识产权的压水堆燃料组件计算软件RONBIN,建立了秦山二期两环路压水堆物理模型和热工水力系统模型,进行弹棒事故模拟计算,得出合理的计算结果。AFA 3G燃料组件的两维中子输运计算由ROBIN程序完成,生成的宏观中子截面参数被传递给PARCS程序作为输入。然后由PARCS程序进行堆芯三维弹棒模拟计算,得到事故过程中的核功率变化趋势。最后将反应堆功率瞬态数据输入TRACE热工水力系统模型计算系统压力响应以及燃料包壳和芯块温度。本文通过使用与设计单位完全不同的软件体系,独立地验证了该堆型在弹棒事故下的安全性。     

中国先进研究堆(CARR)工程燃料组件设计验证试验

中国先进研究堆(CARR)采用的燃料组件在国内尚属首次加工与使用。为了保证燃料组件的完整性和安全性,满足堆安全运行的需要,对燃料板和组件的结构稳定性、流致振动、临界流速、热循环、堆内辐照等进行了设计验证试验。结果表明,CARR燃料组件的设计和加工工艺是合理的,谈组件在反应堆实际运行条件下是稳定和安全的。     

水堆燃料元件的破损监测、定位和处理

本文简介反应堆破损燃料元件的监测、定位和处理；反应堆运行时的监测与定位；换料时或换料后的监测；在燃料组件内鉴别破损的燃料棒；破损燃料棒拆出后的监测与定位；燃料组件的监测、拆卸和修复等方面在国际上的研究开发现状。     

板状燃料元件流道堵塞事故预防与探测技术研究

板状燃料元件用于研究堆中表现出良好的辐照性能。通过对国内外一些使用板状燃料元件研究堆堵流事故实例的调研,发现板状燃料元件板间的栅距通常很小,堆芯冷却剂流道狭窄,堵流事故的发生大都由异物进入流道或燃料肿胀引起。选取中国先进研究堆(China Advanced Research Reactor,CARR)作为特征研究对象,采用RELAP5/MOD3.2热工计算程序,对CARR堆芯、堆本体、单盒组件、堆外冷却回路等进行了热工水力模拟计算,结果表明:当反应堆功率提升时,堵塞的流道内燃料组件温度上升,冷却剂开始发生沸腾,功率会发生明显波动。通过中子注量率与功率的监控以及燃料温度的分析,有助于及早探知和预防堵流事故的进一步发展扩大。     

超临界水堆堆芯新型燃料组件设计分析

超临界水堆(SCWR)作为六种第四代未来堆型中唯一的水冷反应堆,具有良好的经济性与技术延续性.本文采用最新开发的热工-物理耦合计算程序对超临界水堆方形燃料组件进行稳态热工与中子物理耦合分析,提出一种新型的超临界水堆堆芯燃料组件设计.现有单排组件设计与新型双排燃料组件设计的计算结果表明,双排组件具有功率径向分布均匀,包壳...     

小型轻量化铅铋反应堆燃料组件几何结构研究

燃料组件的几何结构和栅格参数显著影响铅铋反应堆的物理/热工特性,采用不同几何结构燃料组件的堆芯在相同换料周期、热工限值约束下的临界尺寸、燃料装载量存在差异。本文开展小型轻量化铅铋反应堆的燃料组件几何结构研究,通过建立铅铋反应堆堆芯模型,选取棒束型、环形、蜂窝煤型燃料组件方案,比较分析了3种方案在堆芯尺寸、燃料装载量、冷却剂流通面积、包壳和气隙体积相同和在换料周期为10 a、稳态热工安全裕量基本一致条件下堆芯的燃耗特性、反应性系数、稳态热工特性参数。结果表明：相比于棒束型与环形燃料组件,蜂窝煤型燃料组件良好的稳态热工特性与较硬的中子能谱,采用蜂窝煤型燃料组件的堆芯可以实现更小的堆芯尺寸及燃料装载量,具备显著的膨胀负反馈,同时能够有效展平功率分布和降低堆芯压降,是有利于铅铋反应堆小型化及轻量化的燃料组件方案。     

WWER-1000反应堆中对燃料棒弯曲的考虑

WWER-1000反应堆无论是在俄罗斯还是在国际上都算是比较成熟的堆型，它和西方PWR反应堆都属于压水堆的范畴。但在堆芯设计的理念上，WWER-1000与PWR堆之间又存在着差异。本文结合WWER-1000反应堆的运行实践及其燃料组件的特点，来阐明燃料棒弯曲在WWER-1000反应堆堆芯设计，尤其是在堆芯热工设计中是如何考虑的，并使之与西方PWR的设计特点进行针对性比较，从而来说明WWER-1000燃料组件的性能在整个运行寿期内的适应性。     

采用哑棒修复燃料组件的核特性分析方法及其工程应用

在核电厂正常运行过程中,由于一回路杂物的存在或燃料操作失误,出现了少量燃料棒损伤的情况,通过采用哑棒替换损伤燃料棒可修复损伤燃料组件并回堆使用,可避免降低核电厂运行经济性。本文通过模拟采用不锈钢和锆合金哑棒替换破损燃料棒对燃料组件进行修复,分析修复后燃料组件中子学特性及修复燃料组件对堆芯运行核特性参数的影响机理,评估采用哑棒修复燃料组件并回堆使用对堆芯运行安全的影响,对采用哑棒修复燃料组件建立了完整的核设计分析方法和流程。该方法对采用哑棒修复燃料组件的核设计分析具有广泛的适用性,对采用修复燃料组件的堆芯换料设计具有实际的指导意义。该分析方法和流程的建立在国内反应堆物理分析领域尚属首次,目前该技术已应用于恰希玛一期核电厂堆芯换料设计的工程实践。     

WWER-1000燃料组件特点及棒弯曲分析

本文根据WWER-1000反应堆的设计特点及其运行实践,阐述了WWER-1000燃料组件的设计特点,并与西方压水堆燃料组件进行了相应的比较.重点分析论述了WWER-1000反应堆燃料棒弯曲的特点,以及在热工水力和燃料组件设计中是如何考虑棒弯曲效应的,进行了燃料棒弯曲对临界热流密度影响实验的研究.结果表明:WWER-1000燃料组件在整个运行寿期内的性能是可以保证的.     

俄罗斯研究堆高密度低富集度铀（LEU）燃料的研究现状

U—Mo燃料及其燃料元件和燃料组件（FA）的开发是俄罗斯RERTR规划的主要方向之一。该开发项目是基于现有的反应堆和新建先进反应堆的设计进行的,俄罗斯的很多组织参与了这项工作,如俄罗斯核燃料制备公司（TVEL）、动力工程研究和发展所（RDIPE）、核反应堆研究所（RIAR）、IRM和东北电网协调理事会（NPCC）。 开发中的U—Mo燃料包括弥散型燃料、单片式燃料以及管型和细棒型弥散燃料组件。第一阶段工作已顺利完成。该阶段包括管型和细棒状U．Mo弥散燃料的堆外、堆内和辐照后试验,试验是在近似于俄罗斯人设计的池型研究反应堆的运行参数条件下进行的。 俄罗斯和国外取得的成果证明可以进行下一阶段的研究工作,包括全尺寸IRT型细棒状和管型U·Mo弥散燃料组件的辐照,以及改善的U．Mo弥散燃料和微型单片燃料元件的辐照。本文对目前U—Mo燃料研究已取得的成果进行了全面的回顾。