关于PWR及CANDU堆先进燃料管理策略的研究

阐述开展先进燃料管理策略研究的必要性与紧迫性。对我国秦山核电厂的燃料管理策略的改进进行了初步探讨,包括提高富集度延长循环长度、增大平均卸料燃耗、应用先进可靠毒物和低泄漏优化换料、改进燃料组件设计和适当提高功率等,并对可能取得的重大经济效益进行了讨论。提出研究ＰＷＲ的乏燃料在ＣＮＡＤＵ堆中应用及形成ＰＷＲ／ＣＡＮＤＵ联合燃料循环的可行性,以提高燃耗深度,增加能量输出,降低发电成本。     

遗传算法在CANDU堆燃料管理中应用的研究

提出了在CANDU堆中应用遗传算法优选换料通道策略,并集成了BP人工神经网络用于CANDU堆堆芯参数预测,预测结果的评价值作为遗传算法的适应值。应用遗传算法和BP神经网络优化模型,研制了CANDU堆燃料管理通道优选程序GAREFUEL。使用换料通道优选程序GAREFUEL和CANDU堆燃料管理程序FMPHWR进行了360天换料模拟。计算结果表明：优选得到的换料通道能够满足堆芯参数限制,GAREFUEL具有快速高效的通道优选能力。     

新型燃料组件CANFLEX在秦山三期重水堆中的应用研究

介绍了CANDU堆新型燃料组件CANFLEX的特点,分析了其物理性能及热工水力特性,并对在秦山三期CANDU-6堆中应用CANFLEX组件的可行性进行了研究。结果表明。CANFLEX组件通过改进热工水力特性,提高了反应堆安全裕度。在CANDU-6堆中应用CANFLEX组件替代目前的NU-37组件不会影响堆芯功率分布和峰值,功率波动幅度变化也很小。由此证明。在秦山三期CANDU-6堆中应用     

CANDU堆应用RU的PWR/CANDU联合核燃料循环的研究

对压水堆乏燃料后处理回收铀（RU)在秦山三期CANDU堆中应用的可行性和经济性进行分析。使用ORIGEN2程序．对后处理回收铀在生产后放置不同时间后核素的成份和放射性活度进行了计算。证明RU燃料元件生产的放射性水平是可以接受的。使用DRAGON／DONJON程序对应用RU的秦山三期CANDU堆的时均堆芯和瞬时堆芯校验分析表明：采用简单的2燃耗区，2、4棒束的换料方案能满足最大通道功率、最大棒束功率限制。通过放射性分析和堆芯物理分析可以看出，秦山三期CANDU堆在不改变堆芯结构及运行模式的条件下，从天然铀(NU)燃料过渡到RU燃料是可行的。通过对秦山三期CANDU堆应用RU的经济性分析，可以看出PWR／CANDU联合核燃料循环的策略既可节约铀资源(23％)，提高燃料的能量输出(4l％)．又减少了废燃料的处置量(66％)．可大大降低核电成本。     

在重水堆中用贫铀作为核燃料的应用研究

对以贫铀和钚组成ＭＯＸ核燃料替代ＣＡＮＤＵ堆中的天然铀的可能性进行了探讨、从而开一用于核能的途径。经过初步验算,得出了用＾２３５Ｕ含量为０．２５％的贫化铀浓缩残渣和钚组成ＭＯＸ核燃料可以替代ＣＡＮＤＵ堆中的天然铀来维持重水堆中的链式反就,达到核能利用的的目的。并展望了贫铀应用的前景。     

CANDU重水堆燃料管理

论述秦山三期核电站所采用的ＣＡＮＤＵ６ 反应堆的燃料管理。ＣＡＮＤＵ 堆的换料是带功率进行的, 这一特征使得它的堆内燃料管理与必须停堆换料的反应堆有明显的不同。ＣＡＮＤＵ 堆燃料管理有设计和运行两方面的内容。在设计阶段, 燃料管理涉及堆芯时均通量／ 功率分布的设计; 在运行阶段, 电厂换料工程师的职责包括选择要换料的燃料通道, 跟踪堆功率变化史, 以及确保各最大功率限值不被超越。     

CANDU堆燃料管理计算软件的应用研究

我国秦山三期核电厂采用的是加拿大CANDU-6反应堆机组。这是我国首次引进重水压力管式反应堆堆型，为了满足这一新堆型燃料管理计算的需要，开发了CANDU堆燃料管理的计算软件DRAGON/DONJON。并采用这套程序对秦山三期CANDU-6反应堆进行了一些初步的燃料管理计算。许算结果表明DRAGON／DONJON可满足秦山三期核电厂燃料管理计算需要。     

秦山三期CANDU重水堆燃料的设计与性能

分别从设计特点,堆内外试验验证和堆内运行经验等方面阐述了ＣＡＮＤＵ重水堆燃料具有高的性能的原因。为实现不停堆换料能力,ＣＡＮＤＵ－６采用了独特的燃料设计,１９８５－１９９６年１０年内,在５６５０００组３７根棒的卸料组件中,其破损率已由从前的０．１％降至０．０４％,相应的单根燃料破损率在２３＊１０＾－５以下。     

加拿大研制CANDU堆用CANFLEX燃料棒束

【英国《国际核工程》 1 999年报道】　1 6个 CANFLEX燃料棒束装入新不伦瑞克电力公司的莱普罗角 CANDU堆 ,这是加拿大核燃料研究与发展工作近期取得的一项重要进展。这些棒束被装在构成莱普罗角堆芯的 380个燃料通道中的两个通道内 ,据加拿大原子能有限公司 (AECL )伊恩 .黑斯廷斯称 ,其运行性能一直很好。他说 ,3月 2 6日第一次卸出 4个大功率棒束 ,这是这项计划的一个至关重要的里程碑。由安大略 Zircatec精密工业公司制造的CANFL EX棒束历经 1 2年研制。最初 ,它属于 AECL的一个开发项目 ;1 991年韩国原子能研究所 (KAERI…     

PWR/CANDU联合核燃料循环研究

根据我国已拥有PWR和CANDU核电站的具体情况 ,提出一种PWR/CANDU联合核燃料循环的策略 ,即把压水堆的乏燃料后处理后的回收铀 (RU)用作为CANDU堆的核燃料 ,既可节约铀资源 ,提高燃料的能量输出 ,又减少了废燃料的处置量 ,可大大降低核电成本。由于CANDU堆对核燃料循环的固有灵活性 ,堆芯结构及运行方式不需作重大改变 ,即可完成从天然铀到RU的过渡。又由于RU较低的放射性活度 ,这对CANDU堆的燃料制造是可以接受的 ,因而只需对现有燃料制造生产线稍加屏蔽措施 ,对运输和运行中燃料管理操作等都勿须改变。因而这一策略是具有重大经济效益和吸引力的     

超临界水冷堆MOX燃料特性分析

针对超临界水冷堆组件,采用不同Pu含量的MOX燃料进行组件计算,得到不同燃料条件下的燃耗深度、功率分布因子、慢化剂温度反应性系数等结果,并对比分析在超临界水冷堆中应用MOX燃料与应用UO2燃料对组件性能的影响,以及不同Pu含量MOX燃料间的性能区别。分析结果表明,在超临界水冷堆设计中,应用MOX燃料与应用UO2燃料有相似的功率分布,应用MOX燃料可以增加燃耗深度,并有良好的慢化剂温度反应性系数。经过合理设计的MOX燃料可较好应用于超临界水冷堆中,且产生更好的性能。     

MOX燃料组件装入现役M310堆芯对堆芯核设计的影响研究

国际上的MOX燃料技术目前已较为成熟,且已有在压水堆中运行的工程经验。本文对MOX燃料组件的中子学性能进行了分析,对其在我国现役M310堆芯应用的可行性进行了研究,得到了M310堆芯由全部使用UO2燃料组件向使用30%的MOX燃料组件过渡的堆芯燃料管理方案,并对使用MOX燃料组件的堆芯的部分中子学参数进行了初步分析。结果表明:使用30%的MOX燃料组件的堆芯可达到与全UO2堆芯相当的循环长度;堆芯反应性控制能力可满足要求;慢化剂温度系数、Doppler温度系数、Doppler功率系数、氙和钐的动态特性均趋向使堆芯运行更加安全和稳定。本文的研究结果可为MOX燃料在M310堆芯中应用的进一步研究提供参考。     

Use of Thorium-Plutonium MOX in the inner pins of CANDU fuel bundles

This research is focused on using Thorium-Plutonium MOX fuel in the inner fuel pins of the CANDU fuel bundles for plutonium incineration and reduction of uranium demand and to reduce coolant void reactivity. The delayed neutron fraction and the power distribution amongst the fuel elements of the fuel bundle have been considered as main safety parameters.The 700 MWe Advanced CANDU Reactor (ACR-700) was selected as a case study. The inner eight UO₂ fuel pins of the ACR-700 fuel bundle are replaced by Thorium-Plutonium MOX fuel pins in the proposed design with 3% reactor grade PuO₂. This amount represents 23.4 w/o of the fuel in the bundle. The outer two fuel rings (35 pins) enrichment is reduced from 2.1 w/o U-235 to 2 w/o U-235. The simulation using MCNP6 showed that about 27% reduction of uranium demand can be achieved. The proposed fuel bundle eliminate the use of burnable poisons in the central pin that was used for negative coolant void reactivity and more reduction in the coolant void reactivity was achieved (about 3.5 mk less than the reference fuel bundle). The power distribution throughout the fuel bundle is more flat in the proposed fuel bundle. Use of this fuel bundle reduces the delayed neutron fraction from 540 pcm in the reference case to 480 pcm in the proposed case.     

球床式高温气冷堆MOX燃料循环优化

与压水堆相比,球床式高温气冷堆能在堆芯结构不做明显改变的情况下采用全堆芯装载混合氧化物（MOX）燃料元件。基于250 MW球床模块式高温气冷堆堆芯结构,设计了4种球床式高温气冷堆下MOX燃料循环方式,包括铀钚混合的燃料球和独立的钚球与铀球混合装载的等效方式,采用高温气冷堆设计程序VSOP进行分析,比较了初装堆的有效增殖因数、燃料元件在堆芯内滞留时间、卸料燃耗、温度系数等主要物理特性。结果表明：采用纯铀和纯钚两种分离燃料球且铀燃料球循环时间更长的方案,平均卸料燃耗较高,总体性能较其他循环方式优越。