环形燃料元件几何尺寸对其热工性能的影响研究

针对环形燃料元件,基于欧洲铅冷系统反应堆ELSY选取环形燃料元件参数,建立环形燃料元件导热模型,设定环形燃料元件的初始参数并利用MATLAB编制环形燃料元件导热计算程序,通过制定的三个评估标准研究环形燃料流量分配比、内外包壳厚度、内外气隙厚度和芯块厚度对环形燃料元件热工性能的影响并进行几何尺寸修正。研究结果表明：适当增大流量分配比、减小内包壳厚度、增大外包壳厚度、减小内外气隙间距和减小芯块厚度可改善元件的热工性能;设定流量分配比为1、内包壳厚度0.06 cm修正为0.04 cm、外包壳厚度0.06 cm修正为0.07 cm、内外气隙间距0.035 cm修正为0.015 cm、芯块厚度修正为0.05 cm,进行这些几何尺寸修正后,芯块的最高温度下降了90 K(8.6%),绝热面位置偏离芯块几何中心不足2μm,内外通道冷却剂出口温差不足2 K,环形燃料元件热工性能得到了明显提高。     

板状燃料元件堆芯流量分配及不对称冷却计算研究

通过选择合适的数学物理模型,应用Compaq Visual Fortran 6.O软件编制程序,对全堆芯流量分配和板状燃料元件的不对称冷却进行了耦合迭代求解.构造了3种流量分配和两种板状燃料元件不对称冷却的迭代方法,以一个组件为计算对象,对这几种方法作了计算对比.计算表明:堆芯结构和功率分布对流量分配都有影响,但是主要起作用的还是堆芯结构;不对称冷却将显著的影响到板状燃料元件的温度场和功率分配.     

环形燃料元件小堆的概念设计

环形燃料元件小堆是世界上目前比较先进的堆型。研究设计了一个环形燃料元件小堆,开发出适于环形燃料堆计算的软件和方法。采用整组件束棒计算堆芯少群参数的方法大大提高了计算精度。计算了堆芯的有效增殖系数、所有控制毒物的单个价值以及总价值、堆芯从室温到工作温度的温度效应等堆芯参数。结果表明:设计的环形燃料元件堆具有良好的稳定性和安全性,可以作为一代新堆。     

压水堆核电站采用环形燃料元件可行性研究

环形燃料是一种由两层包壳和环形芯块构成的内、外两面冷却的新型、高效和安全的燃料元件,能够在保持或增进现有反应堆安全性能的前提下,大幅提高核电厂功率密度20%～50%,是高性能轻水堆核燃料的主要发展趋势之一。开展了环形燃料概念设计、堆芯物理、热工水力、反应堆安全、辐照性能、经济性和制造可行性等方面的研究,结果显示出压水堆核电厂采用环形燃料的优势和可行性。     

双面慢化环形燃料反应堆物理实验

环形燃料零功率反应堆是首个双面慢化环形燃料作为核燃料的反应堆。本文采用周期法、落棒法获取环形燃料零功率反应堆的临界参数、控制棒价值、元件价值、含Gd元件的反应性效应等关键参数,对环形燃料零功率反应堆的物理性能进行实验研究,验证环形燃料反应堆堆芯物理设计计算程序。结果表明：根据外推过程确定堆芯临界装载环形燃料元件96根,实心燃料元件172根,此时k_eff为1.000 40,堆芯调节棒价值为-247.5 pcm,安全棒价值为-1 358.4 pcm;元件价值与理论值平均偏差为1.3 pcm,含Gd元件反应性效应与理论值平均相对偏差为8.8%。本文结果为环形燃料的工程化设计程序提供关键数据支撑。     

环形燃料流量分配比范围研究

针对环形燃料双冷却通道的特殊结构形式,基于计算流体力学（CFD）方法建立了单棒精细化流固热耦合数值计算模型,通过计算内外包壳与内外通道冷却水的温度场分布对环形燃料流量分配比（φ）的取值范围进行了研究。计算结果表明：内外包壳温差与内外通道出口温差均随着φ的增大而减小;当φ≤0.72时,外包壳内部径向温度曲线斜率在包壳表面附近出现陡变;0.86≤φ≤1时,包壳内部温度变化均匀,无温度陡变现象,且内外包壳温差小于8 ℃,内外通道出口冷却水温差小于10 ℃。综合考虑环形燃料双侧冷却优势的充分发挥和包壳的机械安全性,确定了φ的取值范围为0.86～1。     

环形元件超临界水冷堆CSR1000A初步概念设计

在压水堆环形燃料元件基础上,提出了一种新型适用于超临界水冷堆(SCWR)的环形元件。该环形元件具有大几何尺寸、采用UO2颗粒燃料、内包壳表面涂隔热层等特点。利用163盒由61个改进型环形元件及组件盒构成的六角形燃料组件,设计了百万千瓦环形元件超临界水冷堆CSR1000A,并给出了卸料燃耗、冷却剂出口温度及最大燃料包壳温度等关键参数。     

HFETR运行寿期和燃料元件装载量优化研究

文章建立了中子转换比与运行寿期之间关系的分析模型,设计出不同运行寿期的实际堆芯并进行计算,研究了⁶⁰Co产量和中子转换比随高通量工程试验堆（HFETR）运行寿期的变化规律。同时,通过对新燃料元件堆芯的研究找出燃料元件装载量对⁶⁰Co产量和中子转换比的影响,采用点堆模型分析平衡堆芯下HFETR的燃料元件装载量。该优化研究的目的在于为HFETR堆芯装载和运行方式优化提供参考以提高其运行的经济性。结果表明,HFETR运行寿期设计为25 d较佳,在此寿期下的平衡堆芯燃料元件理想装载量为70盒。     

HTGR燃料元件炭化工艺优化

采用热失重-红外联用(TG-IR)、差示量热分析(DSC)方法研究高温气冷堆燃料元件基体材料中作为黏结剂的酚醛树脂在20～800℃的分解过程。用热机械分析仪(TMA)分析石墨球样品在20～800℃的动态热膨胀特性。测试结果表明,酚醛树脂在50～70℃的范围内发生相变,在测试温度范围内分解经过2个连续的放热过程,石墨球样品相应地先膨胀后收缩。采用4段炭化制度所制基体材料的压碎强度达到19.9 kN、落球强度在60次以上,各项指标完全满足设计要求,而且炭化工艺生产效率提高71%。研究表明,在动态条件下根据样品尺寸随温度的变化建立的炭化升温制度更为合理;炭化过程中,缩聚反应引起的体积变化是决定升温速率的关键。     

LOCA工况下环形燃料元件外包壳鼓胀爆破试验研究

为获得环形燃料元件外包壳在压水堆冷却剂丧失事故（LOCA）工况下鼓胀爆破温度和应变的经验关系式,为设计计算提供必要的输入,并初步评价其LOCA工况下的鼓胀爆破性能,在堆外对其开展了LOCA工况下的鼓胀爆破试验研究。在不同的升温速率和内压下,蒸汽环境中,以外表面红外加热的方式对环形燃料元件外包壳进行了鼓胀爆破试验。总结了试验得到的经验关系式,分析了试验中爆破温度和应变的影响因素,并将试验结果与美国核管理委员会出版的NUREG0630中的结果进行对比,验证了试验结果的合理性。获得的试验数据可用于环形燃料的设计、计算和改进。     

Fabrication of Sintered Annular Fuel Pellet for HANARO Irradiation Test

The fabrication method of an annular pellet with highly precise diametric tolerances, same dimensions, and various sintered densities has been investigated. To examine the in-pile densification and swelling of the annular pellet, 5 different types of annular pellet were prepared for a HANARO irradiation test. In order to obtain annular fuel pellets with the same dimensions and various sintered densities, we control the green density of an annular compact, the sintering temperatures, and the sintering time. For a diametric tolerance control, we have introduced a new compaction process that combines the usual double-acting pressing and cold isostatic pressing. Annular fuel pellets with the same dimensions and various sintered densities were fabricated successfully, and all the pellets satisfied the pellet specification of the HANARO irradiation test. Sintered annular pellets show an excellent inner diametric tolerance of less than ±12 μm without an inner surface grinding.     

环形燃料反应堆通量密度分布测量

相对中子通量密度分布是反应堆的重要物理参数之一,测量环形燃料零功率反应堆堆芯相对中子通量密度分布对了解环形燃料堆芯反应堆物理特性及开展安全分析具有指导意义。本文在环形燃料堆芯多边形装载下,采用箔活化法对辐照后燃料元件外表面不同位置金箔的γ活度进行测量,得到不同位置燃料元件轴向、径向的相对中子通量密度分布,并将测量值与蒙特卡罗理论计算值进行比对。结果表明：实验测量值与理论计算值最大相对偏差在12%以内,相对中子通量密度分布测量结果符合实验设计预期,现有蒙特卡罗分析手段可较好地分析堆内元件轴向通量密度分布情况。本文结果可为环形燃料的工程化应用提供重要的数据支撑。     

流量分配比对环形燃料芯块传热特性影响数值模拟研究

环形燃料具有两条冷却通道,外通道与内通道的冷却水流量分配比（φ）的变化可能会对芯块传热特性产生影响。本文建立了环形燃料单棒流固耦合CFD计算模型,在4种不同的流量分配比工况下,通过计算3个反映芯块传热特性的评价指标,研究了流量分配比变化对环形燃料芯块传热特性的影响。由分析计算结果可知,流量分配比变化不会对有间隙结构的环形燃料的芯块传热特性产生显著影响。     

LOCA工况下环形燃料元件内包壳外压屈曲试验研究

环形燃料一种安全高效的新型核燃料。为对环形燃料元件冷却剂丧失事故（LOCA）下整体受压失效形式的问题进行研究,将环形电加热棒、模拟芯块和试验件组装成试验装置,在空气环境中,以环形电加热棒外加热的方式,对环形燃料元件内包壳进行了外压屈曲试验,并将试验屈曲压力与Bresse?Bryan公式计算结果和特征值屈曲数值模拟分析结果进行了对比分析。结果表明：Bresse?Bryan公式计算结果除以安全系数m=2?5得到的结果高于试验结果而不够保守,试验结果分布于特征值屈曲数值模拟分析结果的1/5?1/3之间。本文结果可为环形燃料元件安全评价及后续工程化提供基础数据。     

330 MW环形燃料小型堆方案设计

本文研究了应用环形燃料的小型压水堆堆芯燃料富集度、换料批次、循环长度以及平均卸料燃耗之间的匹配规律。根据设计准则和目标设计了热功率为330 MW的环形燃料小型堆堆芯装载和燃料管理方案,并采用CMS程序包对过渡循环到平衡循环的堆芯关键性能参数进行计算分析,功率不均匀因子、反应性系数、停堆裕量等均符合设计准则要求,堆芯稳态物理特性良好。     

环形燃料热工水力性能分析程序开发及验证

本工作开发了环形燃料子通道分析程序SAAF。采用SAAF计算了西屋公司四环路压水堆所用环形燃料组件的热工水力性能,并与VIPRE-01的计算结果进行比较。结果表明,SAAF与VIPRE-01的计算结果符合较好,SAAF可用于环形燃料热工水力设计分析。     

超临界水冷堆环形燃料组件核热耦合分析

在超临界水冷堆预概念设计中,组件设计是十分重要的,将影响堆芯性能。超临界水冷堆中水密度变化剧烈的特性要求必须进行核热耦合分析。从中子学及热工性能角度,使用三维核热耦合程序对环形燃料组件进行了优化设计。应用中子学计算程序FENNEL-N对环形燃料组件进行三维扩散计算,可得到组件内单棒功率分布,应用热工计算程序SUBSC对组件进行子通道分析。在计算过程中,分析了燃料棒间距及燃料棒与组件壁盒之间的间隙对组件性能的影响。计算结果显示,增大棒间距和棒壁间隙能提高组件k_inf,但会增大组件内功率峰因子;子通道受热不均匀性对组件热工性能影响较大,通过加入定位格架的方式能展平冷却剂出口温度,降低最大包壳温度。对环形燃料组件的安全分析表明,从中子学角度该组件是安全的。     

Scheme Design of 330 MW Annular Fuel Small Reactor

The matching rule between the fuel enrichment, the refueling batch, the average discharge burnup and the cycle length in small PWR core using annular fuel was studied. The 330 MWt annular fuel small reactor core loading and fuel management scheme was designed according to the design criteria and objectives. The core key performance parameters from transition cycle to balance cycle were calculated and analyzed by using CMS code package. The power non-uniformity factor, the reactivity coefficient and the shutdown margin all meet the requirements of the design criteria, and the core has good physical properties.