核电厂长期冷却阶段燃料组件表面化学产物沉积分析

核电厂失水事故后长期冷却阶段,化学产物可能在堆芯燃料棒表面析出,增加燃料组件表面沉积的碎片量,导致堆芯流道堵塞、包壳温度升高等问题,影响应急堆芯冷却系统长期冷却再循环能力。根据核电厂失水事故后安全壳内材料特定的溶解特性及国际通用的堆内下游效应分析方法,开展核电厂长期冷却阶段潜在的化学产物在堆芯燃料组件表面的析出特性分析。结果表明,失水事故后核电厂安全壳内材料会释放铝、硅、钙等元素并在燃料组件表面析出硅酸铝钠和硼酸钙沉淀,硅酸铝钠和硼酸钙在长期冷却阶段的最大沉积厚度分别为0.0124mm和0.0518mm,化学产物在燃料组件表面的沉积在核电厂堆芯长期冷却性能评估中应予以考虑。     

AFA 3G及其它高性能燃料组件

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.     

AFA 3G燃料组件制造技术引进经验

与法马通派出的项目管理专家共同编制了AFA 3G技术引进的实施计划，使技术引进能够在严密的计划指导下进行。在消化法马通所提供资料的基础上，编制出相关技术文件和质量管理文件，对AFA 3G燃料元件的制造进行规范。基于宜宾核燃料元件厂（YFP）的实际工艺能力，尽量直接采用法马通提出的技术要求；重点解决AFA 3G技术转让中的制造技术难点。确保了AFA 3G制造技术引进的成功。     

AFA3G燃料组件和燃料棒的辐照生长

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。     

AFA 3G燃料组件生产技术、质量总结

从工艺、质量两个方面对AFA 3G燃料棒、骨架和燃料组件的制造和检验进行了简要总结。讨论了一些在制造工艺准备和生产过程中遇到的难点及解决方法。     

压水堆核电厂AFA3G燃料组件径向等效导热率研究

在乏燃料组件的运输和贮存过程中,如何有效地评估组件及承载设施对衰变热的响应是一项重要的工作。由于组件的结构复杂,考虑承载设施后的有限元模型会过于庞大,超过现有计算资源的承受能力。提出的改进方法将燃料组件等效为简单的固体导热模型,利用有限元方法得出AFA3G燃料组件的径向等效导热率,大大减低了计算成本,并与文献报道的国际通用的方法进行了比较。结果表明,在工程设计中,改进方法计算得到的等效导热率更为保守与合理。     

AFA3G LE燃料组件的结构特点和设计论证

简要介绍AFA3G LE型燃料组件的设计特点,就AFA3G LE型燃料组件与AFA3G型燃料组件的不同点进行比较,并对AFA3G LE型燃料组件的试验论证进行简要介绍。     

CF3燃料组件下管座力学性能研究

下管座具有支撑和定位的作用,是CF3燃料组件的重要结构部件。采用有限元计算分析和载荷试验2种方法分别对CF3燃料组件下管座的应力情况和承载能力进行研究,计算结果和试验结果表明,各种工况下CF3燃料组件下管座的应力均满足ASME规范要求,其承载能力达到了CF3燃料组件的设计要求。     

NHR-200燃料组件进口阻力特性实验研究

在２００ＭＷ核供热堆水力学实验回路上完成了ＮＨＲ－２００燃料组件进口阻力特性实验研究。采用１：１的实验本体,模拟条件下为几何形状,雷诺数相同。     

池式研究堆跟随燃料组件冲击载荷实验研究

进行了该型控制棒驱动机构驱动线跟随燃料组件的冲击载荷实验后,分析了冲击载荷实验数据,得到了多种快速落棒工况下跟随燃料组件的冲击力和冲击加速度与时间等参数的关系,研究了影响冲击力、冲击加速度的因素,得出了冲击力最大值的变化规律。结果表明:池式研究堆可移动线圈电磁驱动机构驱动线的跟随燃料组件能承受冲击载荷的作用,符合反应堆运行要求。     

铅铋冷却绕丝燃料组件横流特性分析

准确预测绕丝棒束通道内的横向流动特性是开展铅铋冷却快堆热工水力安全分析的基础。本文采用数值模拟的方法分析了液态铅铋工质下单绕丝和多绕丝燃料组件内的横流特性。分析结果表明,单绕丝组件的中心子通道横流流速最大不超过主流流速的19%,且横流方向和二次流中心随着高度周期性变化;单绕丝组件中,当绕丝与子通道交界面重合或垂直时,中心子通道界面横向流量和横流交混指数趋于零或达到峰值;在单绕丝组件结构一定的情况下,横流交混指数在湍流区对Re不敏感,而与组件结构参数存在较大相关性;多绕丝组件中心子通道界面上的横流存在两个相反的流向。     

AFA 3G燃料组件骨架导向管与格架的压力电阻焊工艺研究

骨架点焊是压水堆燃料组件制造过程中的重要工序。对AFA 3G骨架点焊焊接技术，即格架与变径导向管之间的压力电阻点焊，在我国尚属一个崭新的技术课题。在大量实验的基础上，就不同的焊接规范对焊点质量的影响进行了详细的讨论与研究，包括焊点的剪切力、焊点熔核尺寸以及焊点腐蚀性能，从而获得了比较理想的焊接规范。     

板型燃料组件额定流速流致振动实验研究

针对贫铀叠层板型燃料组件,采用了一种新的软测量方法,进行了其在经受冷却剂额定流速冲刷时的振动实验。获得了该组件在额定流速6 m/s下的流致振动动态响应时间域和频率域结果,并对实验结果进行了分析。     

组件型熔盐堆燃料组件的设计研究

熔盐堆是第四代核反应堆的六种构型之一,具有良好的经济性和固有安全性。以球形包覆颗粒燃料元件为基本单元设计了可用于熔盐冷却高温堆的燃料组件,并在此燃料组件模型下构建了组件型熔盐堆堆芯,研究了组件容器材料的种类、密度、厚度以及球形燃料元件中包覆颗粒填充率、FLi Be熔盐中7Li富集度对无限介质增殖因数K_(inf)、冷却剂反应性温度系数(Reactivity Temperature Coefficient,RTC)、排空反应性(Void Reactivity,VR)的影响。结果表明,作为组件材料,碳材料明显优于碳化硅材料;提高包覆颗粒(Tristructural Isotropic,TRISO)填充率、7Li富集度有利于提高堆芯的中子经济性和安全性。     

板状燃料组件窄缝流道流速分布实验研究

实验研究了平行窄缝流道板状燃料组件的流速分布。实验以无离子水作流动介质，在常压及不同Re条件下进行。实验结果表明：在不同Re条件下，横向单通道流速分布呈中间流速高、边缘流速陡减的梯形分布，符合常规流道流速分布特点；纵向平行多通道间的流型呈中间流速低、边缘流速高的凹型分布，这种凹型分布是由入口结构件造成的，对反应堆堆芯流量的均匀分配不利。     

非能动余热排出系统长期冷却特性实验研究

为了获取ACP100非能动余热排出系统(PRS)长期运行特性,在切除全部堆芯功率这一极限工况下,开展长期冷却特性实验研究。研究发现:在反应堆本体、堆芯及蒸汽发生器储热释放影响下,PRS维持着0.52~0.26 t/h的自然循环流量,系统压力由1.0 MPa持续下降至0.51 MPa,温度堆芯出口温度由178.1℃持续下降至105.0℃;这表明堆芯及系统余热能够安全地排出,ACP100 PRS中的自然循环只会持续地衰减,不会发生停滞后再启动现象。     

压水堆燃料组件临界热流密度验证实验

开展压水堆燃料组件5×5棒束非均匀加热临界热流密度实验;介绍大型热工实验装置、5×5全长棒束非均匀加热实验本体和实验方法,并与哥伦比亚大学HTRF装置临界热流密度(CHF)实验数据及CHF关系式预测进行比较。实验结果表明:大型热工实验装置与HTRF装置CHF实验结果具有较好一致性。     

CF3燃料组件入堆辐照主要性能研究

研究评价了秦山第二核电厂2号机组第11~13循环中进行入堆辐照考验的4组CF3先导燃料组件的主要性能,包括包壳腐蚀、燃料棒生长、燃料组件生长等,并与首循环池边检查结果进行对比。结果表明CF3先导燃料组件主要堆内性能符合预期,与预测值相比有更高的裕量,现有辐照性能分析模型可进一步改进后用于后续工程评价。     

紧密排列棒束燃料组件临界热流密度实验研究

基于高转换比紧密布置堆芯研究背景,针对堆芯紧密排列螺旋绕肋棒束组件开展了临界热流密度(CHF)实验研究,获得了棒束在不同热工条件下临界热流密度。研究结果表明:紧密排列棒束燃料组件CHF主要发生在热棒元件,临界发生时加热元件壁面温度迅速升高,同时压力升高,流量降低;系统压力、质量流速、含汽率、入口过冷度等热工参数对组件临界热流密度影响较大;获得了CHF计算关系式,计算值与实验值偏差在±10%以内。