中国实验快堆换料机控制系统设计及台架调试

换料机是中国实验快堆的换料设备,主要通过抓手和导向管的配合运动,实现堆芯组件的抓取和插放。换料机控制系统采用了可编程控制器、数字直流调速器等自动化电气设备。通过换料综合试验台架调试,控制设备运行稳定、可靠,验证了换料机控制系统的设计满足技术规格书及工艺要求。     

CEFR换料控制系统全自动监控程序的开发与实现

为使中国实验快堆（CEFR）的换料过程更为方便、安全、可靠,结合CEFR的换料工艺,进行了换料计算机监控系统的设计,并以KingView和SQLServer2000为技术平台,开发了系统的监控功能以及系统的数据库功能。已利用该系统完成了堆芯燃料满装载,实现了换料过程的全自动。     

中国实验快堆平衡循环不倒料优化初步研究

中国实验快堆现有的平衡循环换料方案由专家经验得到。本工作采用自主开发的快堆堆芯燃料管理优化程序,对中国实验快堆平衡循环进行不倒料优化计算,通过与现有的平衡循环换料方案计算结果比较,对快堆堆芯燃料管理程序进行验证,说明现有的平衡循环换料方案是符合设计限值的较优方案,并给出优化的平衡循环不倒料换料方案。本工作结果表明,自主开发的快堆堆芯燃料管理优化程序可成功用于中国实验快堆的平衡循环不倒料优化。     

加速器驱动次临界堆换料系统概念设计与分析

以中国铅基合金冷却示范堆(一种加速器驱动次临界堆)为原型,针对加速器驱动次临界堆的特点,开展了换料系统的概念结构设计和换料流程设计,解决了加速器质子束管阻碍换料系统运动的难题,通过分析换料系统结构设计特点,证明了换料系统具有运动无阻碍性和全覆盖性。     

换料报告审评方法及效果

换料报告是营运单位在换料停堆前向国家核安全局提交的综合报告,主要描述换料停堆期间将要进行的所有维修,试验,在役检查,装卸料等活动。通过对该报告的审评来验证营运单位所计划的活动是否满足核安全规范的要求及核电厂安全运行的需要。本文介绍了国家核安全局对大亚湾核电站两台机组第三次停堆换料报告审评时所采用的方法及审评中发现的问题。     

田湾核电站堆芯换料模式研究及应用

以田湾核电站的1#、2#机组第3循环堆芯装载图为例,介绍全进全出、堆内倒换和边进边出3种换料方法的操作过程,计算这3种换料方法的时间效率,分析比较3种换料方法的优缺点和适用场景。经田湾核电站实际换料验证,堆内倒换和边进边出换料方法是可行的,能显著提高换料效率。     

高通量工程实验堆换料程序自动编制系统开发

本文阐述了高通量工程实验堆（HFETR）换料程序自动编制系统的设计思想和方法，给出了HFETR堆内各栅元位的编码方法，并举例说明该系统各部分的工作方式。最后比较了由该系统生成的换料程序和人工编写的程序。     

快堆过渡循环换料方案的优化设计

针对快堆过渡循环的换料方案，本文提出了一种最优化设计方法，给出了数学模型，据此编制了相应的计算机程序，计算结果表明：根据这一方法得到的换料方案，可使燃料在过渡循环期间得到充分的利用。     

CEFR钠空泡反应性效应试验测量与计算分析

本文介绍了中国实验快堆物理启动试验中钠空泡反应性效应测量试验的试验程序及测量结果评估,测量结果显示中国实验快堆典型位置钠空泡反应性价值皆为数值较大的负反应性,结果符合试验验证要求,验证了组件瞬间堵流事故专设监测系统的信号基础。并对试验进行了计算分析,试验前的分析为试验提供支持,试验验证了计算分析程序系统。     

铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法研究

铅基快堆具有良好的自然循环能力,研究其自然循环特性对提高反应堆固有安全性具有重要价值,而比例分析方法是建立合理可行铅基快堆自然循环实验台架的理论基础。本文通过无量纲化典型自然循环铅基快堆一回路系统的流体控制方程,确定主要的无量纲相似准则群;基于所构建的无量纲相似准则数对小型自然循环铅基快堆SNCLFR-10开展比例分析,获得双环路单相自然循环实验台架的几何和热工水力设计参数;对比分析额定工况下SNCLFR-10和缩比实验台架的关键热工水力参数,开展铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法验证。研究结果表明,SNCLFR-10和缩比台架的关键热工参数模拟结果比值与理论推导比例关系吻合良好,建立的铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法合理可行。     

堆芯流量变化对压力容器水位测量影响分析

CPR1000核电厂在每次换料大修期间需执行CCMS(Core Cooling and Monitoring System)校验试验,以获得计算压力容器水位L_(VSL)所需的堆芯动态压头损失系数,完成该试验耗时较长。论文依据调试和换料大修期间一回路冷却剂流量的变化情况评估堆芯动态压头损失系数的变化,并定量评价对L_(VSL)测量的影响。分析结果表明,在回路水力特性未发生明显变化的情形下,对L_(VSL)测量引入的误差很小。建议在L_(VSL)测量不确定度评定时引入堆芯动态压头损失变化的影响,在换料大修时校验流量变化对堆芯动态压头损失的影响是否在允许范围之内,可简化CCMS校验试验,提升机组的经济性。     

核电站大修换料的计算机化管理

分析目前核电站大修换料管理方式的不足 ,提出了核电站大修换料计算机化管理的方法 ,说明建立该系统应具有的基本功能 ,介绍了系统的核心原理和具体实现情况 ,探讨了计算机程序实现的基本方法 ,并对系统的发展方向和前景作了展望     

田湾核电站1号机组第6循环堆芯装载策略及验证

田湾核电站1号机组第5次换料大修期间,根据燃料组件检查结果,开展了紧急换料设计。1号机组第6循环堆芯装载策略具有不同于正常换料的特点,例如燃料装载不对称、部分辐照过的燃料组件移动到对称象限、堆芯功率分布不对称等。另外,堆芯装载策略考虑了TVS-2M先导燃料组件的位置要求。经第6循环寿期初物理试验和堆内测量系统验证,堆芯装载方案设计结果满足各项测量准则要求,且堆芯运行参数符合设计预期。     

压水堆核电厂堆芯换料模式研究及管理系统实现

压水堆堆芯换料系统是压水堆核电厂普遍采用的核燃料组件管理系统,该系统通过直观的图形化界面向燃料管理员展示核燃料厂房装载情况,并通过优化的算法生成堆芯换料组件移动步序,打印出组件移动单,用于现场实施.文章介绍了堆芯换料业务流程以及信息系统实现方案.     

钠冷快堆换料系统可靠性研究

由于中子通量以及冷却剂运行温度高,钠冷快中子反应堆（简称钠冷快堆）的换料周期较一般轻水反应堆短。同时,换料过程中隔绝空气的要求以及换料设备本身的复杂性,钠冷快堆只能逐根进行换料,使得总的换料时间较轻水反应堆长。本文采用失效模式与影响分析、故障树分析等方法对典型钠冷快堆换料系统各部分的可靠性进行评价,获得了换料系统每次换料期间的失效概率。基于换料系统各部分失效的影响、失效概率以及恢复时间,分析了换料系统不同失效模式对反应堆运行效率的影响。     

AP1000核电厂灵活循环燃料管理策略研究及应用

我国核电装机容量逐年稳步扩增,核电厂参与电网调峰愈加频繁,固定的换料周期逐渐难以满足核电厂经济运行的需求。本文基于AP1000核电厂18个月堆芯装载方案,设计了±1个月和±2个月的灵活周期堆芯装载方案,完成方案的安全性限值与燃料经济性评价,开展完整的安全分析。结果表明,堆芯设计满足安全相关验收准则的要求,全面论证了灵活循环燃料管理策略的安全性和可行性。本研究为AP1000核电厂灵活循环周期运行提供了技术支撑,灵活循环周期运行即将在海阳核电厂中工程应用。     

Practice and prospect of advanced fuel management and fuel technology application in PWR in China

Since Daya Bay nuclear power plant implemented 18-month refueling strategy in 2001, China has completed a series of innovative fuel management and fuel technology projects, including the Ling Ao Advanced Fuel Management (AFM) project (high-burnup quarter core refueling) and the Ningde 18-month refueling project with gadolinium-bearing fuel in initial core. First, this paper gives brief introduction to China's advanced fuel management and fuel technology experience. Second, it introduces practices of the advanced fuel management in China in detail, which mainly focuses on the implementation and progress of the Ningde 18-month refueling project with gadolinium-bearing fuel in initial core. Finally, the paper introduces the practices of advanced fuel technology in China and gives the outlook of the future advanced fuel management and fuel technology in this field.     

海洋环境下浮动核电站堆内燃料组件结构安全分析

针对海洋环境下浮动核电站堆内燃料组件的结构安全问题,结合水动力学和结构力学,考虑燃料组件在堆内作业和海上换料两种状态,以及海洋环境下船体随机运动响应的影响,对燃料组件的结构载荷进行计算,从而校核燃料组件在堆内作业时的结构安全,并为实施海上换料作业的可行性提供理论依据。以海洋核动力平台为例,首先对平台进行时域计算,得到船体重心的六自由度运动时历曲线,然后采用远程位移方法将船体运动传递到反应堆,实现对反应堆随船体运动的数值模拟,进而对燃料组件的应力、应变最大值进行求解。结果表明,与船体静止状态下相比,燃料组件的应力、应变最大值在船体运动状态下明显增大,说明在对浮动核电站堆内燃料组件进行结构安全分析时必须考虑海洋环境下船体的随机运动响应。     

研究试验堆堆芯最佳倒料原理及其应用

本文根据堆芯倒料的基本关系式,提出了不同燃耗深度燃料元件堆芯的最佳倒料原理和由这一原理得出的几点结论。给出了不同倒料方式的计算公式,编制了计算程序并对高通量工程试验堆(HFETR)典型堆芯装载的不同倒料方式作了计算。应用文中提出的堆芯燃料元件耗用指标,分析了HFETR十年来24炉运行的堆芯燃料管理工作。结果表明,应用最佳倒料原理可大量节省燃料元件。本文还讨论了HFETR堆芯燃料管理研究的方向。