压水堆多堆联合堆芯装载设计技术应用研究

在压水堆之间开展的多堆联合堆芯装载设计技术能提高堆芯装载设计的灵活性,研究其对燃料经济性和机组在燃料组件损坏情况下应对能力的影响。分析了多堆联合堆芯装载设计技术对来自其他机组燃耗过燃料组件的相容性要求。计算了燃耗过燃料组件的余热与冷却时间的关系,列出了可用于燃耗过燃料组件运输的大负荷乏燃料运输容器。分析了首循环堆芯和换料堆芯面对燃料组件损坏后堆芯装载设计的应对能力,以及在采用多堆联合堆芯装载设计技术后的应对能力改善情况。开展了多堆联合首循环堆芯装载模拟设计并分析了其经济性。研究结果表明,首循环出现燃料组件损坏的风险比后续换料堆芯大,而由全新燃料组件组成的首循环应对燃料组件损坏的能力最低;通过多堆联合堆芯装载设计技术可以把首循环转化为换料堆芯,不仅能凭借换料堆芯的设计灵活性提高应对燃料组件损坏的能力,还能节省约3.2亿元人民币的燃料费。因此,多堆联合堆芯装载设计技术能提高首循环的燃料经济性和机组面对燃料组件损坏后的应对能力。     

一体化先进压水堆小型核电站堆芯燃料管理设计

采用SCIENCE核程序包进行装载方案的设计计算,确定了满足设计准则的各个过渡循环至平衡循环的堆芯.选择合理的平衡循环堆芯燃料的富集度、换料燃料组件数以及各循环的装载和换料方式,使平衡循环达到预定的2 a换料循环长度.堆芯采用低泄漏"内-外"式布置,旧燃料组件布置于堆芯外区.第一循环堆芯,高富集度的组件置于堆芯外区,低富集度的组件排列在堆芯内区.第二循环堆芯装入44个富集度为4.95%的新燃料组件,同时卸出44个旧燃料组件,旧燃料组件布置于堆芯外区.第三循环开始到反应堆寿期内的所有堆芯,都只使用含0、12和20根载钆燃料棒的燃料组件.各循环燃料组件最大卸料燃耗满足设计准则要求.     

田湾核电站1号机组第6循环紧急换料方案研究

反应堆停堆后,若发现将在下一循环利用的燃料组件无法回堆使用,需开展紧急换料研究,重新设计燃料管理方案。本文假设田湾核电站1号机组第5燃料循环（U1C5）堆芯中有1组燃料组件破损,完成对所有可能情况U1C6紧急换料方案研究,并针对U1C5堆芯内84号组件破损的实际问题完成方案设计。本文的成果方案通过国家核安全局关于安全评价报告的评审,已应用到田湾核电站的换料工作中。     

M310改进型核电机组年换料堆芯装料操作方案研究

M310改进型核电机组年换料堆芯在装料操作过程中存在困难，通过M310改进型核电机组年换料堆芯的布置、燃料组件变形形式和装载措施的研究，福清核电厂1号机组第2次大修堆芯装料操作方案为例，基于对燃料组件变形特性的分析和装载基本假设，对现有的“蛇形”装料法进行深入分析，提出修正最后3排燃料组件的装载次序的优化改进方案。经实际装料验证，优化后的年换料堆芯装料操作方案是可行的，能显著提高装料的安全性与效率。      

田湾核电站18个月换料燃料管理策略

为实现田湾核电站1、2号机组长周期换料项目,制定了过渡到18个月换料的燃料管理策略。参考俄罗斯核电站管理经验,长周期换料项目需采用TVS-2M新型燃料组件。在正式向长周期燃料循环过渡前通过TVS-2M先导组件运行验证了混合堆芯相容性。TVS-2M组件入堆替换AFA组件将分成两个阶段,即前两个过渡循环装入带有包覆层的TVS-2M组件,后继循环装入不带包覆层的TVS-2M组件。田湾核电站两台机组经历4个过渡循环,逐步延长运行时间,最终达到480 EFPD的循环长度。过渡循环和平衡循环均采用部分低泄漏堆芯装载,降低了对反应堆压力容器的中子辐照。田湾核电站18个月换料燃料管理策略提高了机组能力因子和经济性并具有灵活的循环长度。     

157组燃料组件组成的堆芯燃料管理研究

本文应用SCIENCE程序包对157组燃料组件组成的压水堆堆芯进行换料优化燃料管理研究,给出了3个年换料和2个18个月换料共5个设计方案,每个设计方案给出了从首循环到第8循环共8个循环的主要计算结果,并进行了分析比较。综合来看,OUT-IN装载的设计方案功率峰值偏低,IN-OUT装载的设计方案功率峰值偏高,但均在设计限值以内;1/4堆芯换料设计方案的平均卸料燃耗最深,表明其组件燃耗得最充分,经济性较好。     

百万千瓦级环形MOX燃料堆芯设计

对环形UO2燃料及环形MOX燃料组件参数的计算方法进行了研究。设计了包含193盒环形UO2和MOX燃料组件的混合型长周期(18个月)堆芯方案。对设计的堆芯的重要物理参数进行了分析,并对各循环进行了燃耗计算。结果表明,装载约30%MOX组件的堆芯可在百万千瓦功率下实现长周期换料。堆芯从初装载可安全过渡到平衡循环,各循环的重要物理参数均满足设计要求,说明设计的堆芯及燃料管理方案是安全可行的。     

秦山核电二期工程堆芯设计

介绍了秦山核电二期工程堆芯核设计的总体思路、设计内容及电厂实测结果与理论预计值的比较.设计吸取了20世纪90年代初压水堆核电站先进的设计思想,采用了低线功率密度堆芯,提高了堆芯安全裕量;换料设计中,采用1/4换料方式,既满足了年换料制要求,又提高了燃料利用率,燃料组件批平均卸料燃耗满足设计要求.按设计要求确定了堆芯燃料管理方式,完成了堆芯性能参数分析,满足了总体设计对循环长度、堆芯功率分布、慢化剂温度系数、停堆裕量、组件卸料燃耗限制等安全性和经济性要求.1号机组启动物理试验和功率运行实测结果表明,控制棒价值、临界硼浓度、等温温度系数以及堆芯功率分布等设计预期值与实测值符合良好.     

环形燃料的小型堆物理设计

<正>基于具备计算环形燃料能力的压水堆堆芯燃料管理程序CMS开展了装载环形燃料且能满足长寿期换料目标的小型堆物理参数、堆芯布置及燃料管理策略研究,并以此为基础设计了100 MW级小型堆各循环的堆芯装载及换料方案。反应堆经历过渡循环后,至第4循环起堆芯各项物理参     

157组组件堆芯燃料管理方案设计及其经济性分析

157组燃料组件组成堆芯的燃料管理方案有1/3堆芯年换料、1/4堆芯年换料、18个月换料等多种策略,本文给出了常见的5种燃料管理方案的平衡循环主要计算结果。然后对这5个燃料管理方案的平衡循环进行经济性分析计算,逐一介绍关系到电站收益的发电量的计算、关系到电站成本的燃料费用的计算以及由于燃料管理策略中换料周期的不一样导致的停堆维修频率不一样而产生的对电站成本的影响。通过这5个燃料管理方案设计及其经济性分析比较,推荐采用72组富集度为4.45%的长循环换料方案作为157组燃料组件堆芯燃料管理主推方案,实用性较强。     

田湾核电站TVS-2M先导组件堆芯热工水力分析

田湾核电站一号机组于第5燃料循环装入6组TVS-2M先导燃料组件,并将经历从第5燃料循环到第8燃料循环4年的堆内运行。本文通过对先导燃料组件堆芯热工水力分析,堆芯运行实际试验测量以及组件变形检查,验证了热工水力设计程序计算模型的合理性以及计算结果与试验结果的符合性。结果表明,TVS-2M燃料组件与AFA燃料组件具有良好的相容性,从而证实了过渡循环条件下反应堆运行的安全性和可靠性。     

Optimization of Refueling Scheme of Fast Reactor Core by Means of Man Machine Interactive Method

A computer system for performing quick survey and optimization has been developed to aid in-core fuel management of sodium cooled fast reactors. The method utilizes the conversational mode of computer operation, to perform on-line computation, display of results and acceptance of commands, thus permitting rapid exchange of information between the machine and the person in charge. To improve the overall efficiency of the system as problem-solver, an algorithm is introduced to provide for automated shuffling to determine the fuel loading patterns of successive cycles. This algorithm serves to model the refueling and shuffling arrangement after a prescribed optimized standard core pattern according to the extent of burnup of each fuel sub-assembly.

The proposed system is applied to problems of: (1) straightforward simulation of fuel performance in given in-core fuel management programs, covering core and radial blanket refueling and control rod positioning, (2) optimization, and (3) modification of in-core fuel management programs.

Several numerical examples are treated, to confirm the applicability of this conversational-mode problem-solving system to in-core fuel management.     

含有可燃毒物的压水堆核电站堆芯装料设计优化研究

含可燃毒物的压水堆装料优化是燃料管理优化研究中的难点,应用通常的脱耦方法和优化算法效率低、全局性差。研究提出局部脱耦方法用以简化问题规模、缩小搜索空间,选择特征统计算法进行优化方案的搜索。利用局部脱耦方法结合特征统计算法研制出压水堆核电站堆芯LP和BP耦合装料优化程序CSALPBP。使用该程序对大亚湾第10循环和第12循环进行了装料优化计算。结果表明CSALPBP程序在求解含可燃毒物的压水堆装料优化问题方面具有很高的搜索效率和很好的全局性,能够较好地解决含可燃毒物的压水堆堆芯装料优化难题。     

An on-line fuel management method using in-core detector readings for CANDU reactors

An on-line fuel management method for a CANDU reactor has been developed. In the method, the in-core detector readings are used for channel power generation for refueling channel selection. The in-core detector readings are converted to measured mesh readings, and the Kalman filtering technique is applied to reduce calculation and measurement errors of the mesh readings. Then, the estimated channel powers are fed into the refueling channel selection process, in which the channels are refueled so that the difference of zone power from the reference one is minimized. The performance of the method has been demonstrated against the operating data of CANDU 6 reactor. Also, it is found that the core tracking fuel management could be implemented, so that the proposed method would contribute to economic and safe operation of the reactor.     

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。     

Automated service tool for moving instrumentation thimbles in PWRs during refueling outages

During the refueling outage period of PWR nuclear power plants, the in-core movable detector thimbles located inside fuel assemblies are withdrawn from the seal table, and inserted again as the refueling is finished. The thimble handling process has been commonly performed manually. However, the manual handling process can give many drawbacks including unsatisfactory labor efficiency due to the narrow and high radiation working environment around the seal table, and the possibility of giving serious damage to the delicate thimbles caused by uneven force exerted on the thimbles. In order to minimize radiation exposure to the workers and maintain the thimbles safely, an easy-to-use and robust thimble service tool has been developed. The performance of the tool was verified at the test facility and Kori #3 unit (Westinghouse design, 1000 MWe).     

压水堆内钍-铀增殖循环研究——堆芯设计

在全UOX（铀氧化物）堆芯平衡循环的基础上,研究了UOX/PuThOX（钚钍混合氧化物）混合堆芯和UOX/U3ThOX（工业级²³³U-钍混合氧化物）混合堆芯的燃料管理方案设计,实现了钍 铀增殖循环。U3ThOX燃料组件在堆内停留6个燃料循环,平均循环长度较参考的全UOX堆芯增加5 EFPD;U3ThOX燃料组件卸料后冷却1年时易裂变核素存量较装料时增加了7%。为比较分析,设计了UOX/MOX（钚铀混合氧化物）混合堆芯的燃料管理方案。核特性分析结果表明：1）装载PuThOX燃料对堆芯核特性产生的影响与装载MOX燃料类似,硼微分价值和控制棒价值减小、临界硼浓度变大、慢化剂温度系数更负、停堆裕量减小、多普勒亏损更大;2） UOX/U3ThOX混合堆芯和参考的全UOX堆芯具备相似的核特性。     

田湾核电站堆芯装换料管理子系统设计

田湾核电站机组堆芯采用堆内倒换换料技术,装换料管理子系统是燃料管理系统的子系统之一,它以直观的图形操作方式协助管理人员完成核燃料堆芯装卸料的步序设计和优化工作.该子系统为纯B/S结构,采用ASP.NET平台、矢量绘图、暗通道提交、图片缓存等技术.本文介绍了该子系统的设计思路,重点阐述了图形交互技术的实现方法.