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。     

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。     

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.     

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。     

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.     

采用哑棒修复燃料组件的核特性分析方法及其工程应用

在核电厂正常运行过程中,由于一回路杂物的存在或燃料操作失误,出现了少量燃料棒损伤的情况,通过采用哑棒替换损伤燃料棒可修复损伤燃料组件并回堆使用,可避免降低核电厂运行经济性。本文通过模拟采用不锈钢和锆合金哑棒替换破损燃料棒对燃料组件进行修复,分析修复后燃料组件中子学特性及修复燃料组件对堆芯运行核特性参数的影响机理,评估采用哑棒修复燃料组件并回堆使用对堆芯运行安全的影响,对采用哑棒修复燃料组件建立了完整的核设计分析方法和流程。该方法对采用哑棒修复燃料组件的核设计分析具有广泛的适用性,对采用修复燃料组件的堆芯换料设计具有实际的指导意义。该分析方法和流程的建立在国内反应堆物理分析领域尚属首次,目前该技术已应用于恰希玛一期核电厂堆芯换料设计的工程实践。     

堆芯水下摄像装置的研制

堆芯水下摄像装置的研制卢荣根（上海核工程研究设计院）关键词堆芯水下摄像装置核燃料组件相关组件１引言堆芯水下摄像装置（以下简称装置）是压水堆核电站装换料过程中必备的专用工具。通过对堆芯燃料组件编号的水下摄像和录像记录。可以及时发现并纠正装换料过程中，由...     

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.     

考虑燃料组件内燃耗非均匀效应的最优化换料程序的研究

本文研究了燃料组件内燃耗非均匀性对堆芯内燃料最佳化布置的影响,提出了堆芯换料时所应遵循的某些新规则。介绍了由作者编制的自动换料计算机程序。     

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。     

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。     

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。     

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.     

压水堆平衡堆芯钍铀燃料循环初步研究

建立WIMSD5-SN2-CYCLE3D和CASMO3-CYCLE3D物理分析系统作为钍铀燃料循环研究工具.以大亚湾第1机组压水堆为参考堆型,不改变反应堆栅元、组件和堆芯的结构与几何尺寸,设计出含36根钍棒、4.2#5U富集度的新型含钍组件,并对含钍组件和3.2%富集度的铀组件进行中子学计算和分析.模拟并分析了大亚湾压水堆12个月换料从初始循环到铀钚平衡循环的换料过程.再从平衡铀堆芯出发,逐步加入含钍组件代替铀组件,对铀钚平衡循环到钍铀平衡循环的换料过程进行了模拟与分析.计算结果表明:钍铀平衡循环比铀钚平衡循环每天节省裂变核素质量约18.4%,并减少了长寿命放射性核废料的产生.不利因素是使得循环长度减少90EFPD,缩短了换料周期,增加运行费用,并给燃料管理、安全控制以及乏燃料的处理带来困难.建议提高组件的235U富集度,在压水堆上进行钍利用研究.     

基于MCNP和ORIGEN的熔盐快堆燃耗分析计算

熔盐堆是6种第4代先进核能系统中唯一使用液态燃料设计的反应堆型,其堆芯一回路中循环流动的熔盐既是燃料,也是冷却剂。这一特征在省去燃料元件加工制造步骤的同时,也使得熔盐堆能进行在线处理和在线添料的操作。因此,传统固态反应堆燃耗分析程序不再适用于熔盐堆。本文以熔盐快堆(MSFR)为分析对象,基于物理分析程序MCORE(MCNP+ORIGEN),将上述熔盐堆特点考虑进去,开发出能进行熔盐堆燃耗分析的MCORE-MS。初步分析表明,233 U-started模式下,熔盐在线处理可有效降低堆芯熔盐中裂变产物的含量,提高中子经济性。MSFR运行过程中能够一直保持负的温度反应性系数。     

Innovative fast breeder reactor concept ‘RAPID’ for improvement of reactor performance and proliferation resistance

The 60 MWe metal fueled fast breeder reactor concept ‘RAPID’ to improve reactor performance and proliferation resistance has been demonstrated. The reactor can be operated without refueling for up to 5 years. The essential feature of RAPID concept is that the reactor core consists of an integrated fuel assembly (IFA) instead of conventional fuel subassemblies. RAPID concept enables quick and simplified refueling by replacing an IFA in which all the core and blanket fuel elements are comprised. An on-site storage cask achieves on-site decay heat removal of an IFA. After 3 years of on-site storage, an IFA together with an on-site storage cask can be transported directly to the reprocessing plant without any intermediate steps. Significant improvement of inherent safety features and plant availability has been discussed. Decay heat removal capability, safety consideration on criticality of the IFA and shielding design of the on-site storage cask has been confirmed. The RAPID refueling concept possesses high resistance to state-supported removal of plutonium for nuclear weapons production.     

核燃料组件导向翼损伤回堆复用的分析

2011年1月,中核核电运行管理有限公司二厂（简称二厂）换料大修,外观检查发现燃料组件A导向翼脱落。经国家核安全局（NNSA）审评批准后,将燃料组件A装入堆芯规定位置。2012年3月再次换料大修,将燃料组件A御出堆芯。经检查确认燃料组件A完整,无异常变化。此次实践为此类型的导向翼损伤,燃料组件回堆复用提供参考,为同类型燃料组件导向翼损伤后回堆复用的标准制定提供案例支持。     

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。