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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。 相似文献
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AFA3G燃料组件和燃料棒的辐照生长 总被引:1,自引:0,他引:1
叙述了AFA3G燃料组件和燃料棒在辐照情况下的生长机理,设计准则,计算方法和计算结果,论证了在大亚湾18个月换料情况下,AFA3G燃料棒和燃料组件的辐照生长满足设计准则的要求,并给出了设计的裕量值。 相似文献
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针对辐照后燃料棒棒间距数据获取和处理困难的问题,基于燃料棒几何特性及其在压水堆燃料组件中的排列方式,本文提出一种基于机器视觉的高效、可靠的燃料棒棒间距数据测量方法。该方法首先采用Retinex算法对水下燃料棒的采集图像进行增强预处理;然后,针对燃料棒阵列的前后成像干扰问题,采取边缘增强和逐行灰度特征处理方法实现待测燃料棒与背景燃料棒的有效分离,并进一步提升图像清晰度;最后,对燃料棒图像的单行灰度值进行二次曲线拟合,获得各个燃料棒的亚像素边缘点坐标。乏燃料组件的现场实验验证结果表明,该方法可一次性实现16个燃料棒棒间距测量,且测量精度达±0.32 mm,可为燃料性能分析提供高效、可靠的数据支持。 相似文献
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WWER-1000燃料组件特点及棒弯曲分析 总被引:1,自引:0,他引:1
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. 相似文献
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文章着重介绍了国际上大规模入堆的高性能AFA 3G燃料组件的设计特点和制造特点、Performance+组件的设计特点及目前正开发的其它高性能燃料组件.介绍了高性能燃料组件的使用现状,并对我国压水堆高性能燃料的发展提出了一些建议. 相似文献
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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。 相似文献
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燃料棒堆内瞬态试验是高性能燃料组件研究的重要课题之一。试验的最终目的是确定国产压水堆燃料棒在不同燃耗下运行的破坏阈值,研究其破坏机理,为国产高性能燃料组件的设计积累数据。 瞬态试验的堆内试验于2001年5月在中国原子能科学研究院重水研究堆上进行。试验装置位于反应堆的中央孔道,燃料棒的释热由堆内试验回路带出。试验中燃料棒的功率跃增是通过移动固体中子吸收体实现的,即反应堆在稳定运行时,利用移动固体中子吸收体调节反应堆局部功率的方式,使燃料棒的辐照功率由低功率跃增到高功率。为获取功率测量数据并验证试验的可重 相似文献
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文章阐述了秦山第二核电厂针对燃料组件辐照变形所开展的测量与分析,总结了燃料组件辐照变形的规律性,从辐照生长、工作载荷、象限功率倾斜、热应力和热工水力等方面分析了影响燃料组件辐照变形的因素,并开展了燃料组件变形的对策研究。 相似文献
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以核电厂燃料组件修复过程中单根燃料棒损坏释放的放射性物质为分析对象,就放射性物质释放对组件修复的工作人员产生的累积有效剂量进行评估,对向环境释放的气态流出物的放射性总活度进行计算,并对气态流出物排放监测的影响开展分析。分析结果表明单根燃料棒损坏后,执行燃料组件修复的每位工作人员接受的累积有效剂量为12.2 mSv,低于GB 18871—2002规定的工作人员职业照射年平均有效剂量限值20 mSv;向环境释放的气态流出物中惰性气体与碘的放射性总活度分别为3.51×1011 Bq和2.17×108 Bq,远小于GB 6249—2011规定的年排放控制值6.0×1014 Bq和2.0×1010 Bq。燃料棒损坏后40 min烟囱排气惰性气体测量仪的读数小于1.0×1011 Bq/h,核电厂无需进入应急待命状态。 相似文献