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。     

MOX燃料在CANDU重水堆中应用可行性的研究

针对CANFLEX组件装载MOX燃料在CANDU重水堆中的应用进行了时均和瞬态验证计算。计算结果表明,最大通道功率和最大棒束功率均未超过限值。勿需对堆芯结构和运行模式做重大改变即可完成从天然铀堆芯向MOX堆芯的过渡。提出了应用MOX燃料的PWR／CANDU联合燃料循环策略。估算表明,秦山三期CANDU堆采用先进PWR／CANDU联合燃料循环,将使燃耗提高到13900MW·d／t(U);相对于PWR和CANDU堆各自独立的燃料循环,每年节省天然铀资源180t,减少乏燃料处置量约128t。     

压水堆环形燃料结构热工水力分析方法研究

以秦山二期压水堆为参考堆型,对压水堆环形燃料结构进行热工水力分析方法研究。应用SAAF程序分析了从11×11到15×15等5种不同排列方式中不同尺寸的环形燃料棒的热工水力性能,综合最小偏离泡核沸腾比、压降和燃料芯块温度等参数确定了环形燃料组件最佳排列方式为13×13。本文研究结果为相关专业分析提供了初始计算模型。     

钴调节棒在堆芯内的发热分析

秦山三期CANDU-6型重水堆中,为了生产工业和医用⁶⁰Co源,采用钴调节棒替换不锈钢调节棒。钴棒由于受到中子及γ射线照射产生热量,此外,⁵⁹Co被活化变成⁶⁰Co,而⁶⁰Co衰变放出的射线被调节棒自身吸收也会产生热量。因此,有必要研究钴调节棒的发热变化,为进一步分析钴调节棒的温度场及慢化剂的热负荷提供设计输入。本工作采用MCNP程序模拟秦山三期CANDU-6型重水堆的全堆芯（包括燃料、控制棒、调节棒、冷却剂和慢化剂等）几何结构,研究不锈钢调节棒和钴调节棒的发热率。将基于上述钴调节棒计算结果的最大发热率提供给热工进行稳态和事故分析,确保反应堆热工安全性。     

秦山第二核电厂燃料组件辐照变形测量、分析及对策研究

文章阐述了秦山第二核电厂针对燃料组件辐照变形所开展的测量与分析，总结了燃料组件辐照变形的规律性，从辐照生长、工作载荷、象限功率倾斜、热应力和热工水力等方面分析了影响燃料组件辐照变形的因素，并开展了燃料组件变形的对策研究。     

铅铋冷却快堆子通道热工水力初步数值分析

为探索铅铋冷却快堆子通道的热工水力特性,自主研发了SACOS-PB子通道程序。本工作以矩形通道9根棒束组件为例,使用SACOS-PB程序对铅铋冷却快堆子通道的温度场进行了模拟分析,并用CFX软件进行验证。结果显示,SACOS-PB程序计算结果与文献值比较符合,与CFX软件计算结果符合度也较高。使用SACOS-PB程序分析比较了3种组件结构,表明在铅铋冷却快堆中更适宜使用六边形通道,为进一步对铅铋冷却快堆子通道进行热工水力特性分析奠定了基础。     

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。     

丧失慢化剂事故及运输过程钴靶元件温度计算

为在秦山三期CANDU-6型重水堆上生产放射性钴源,将秦山三期CANDU-6型重水堆排管容器内的21根不锈钢调节棒改为钴调节棒。钴调节棒在辐照过程中和辐照后都会产生热量。为验证钴靶元件的安全性,使用上海核工程研究设计院自行开发的模拟钴靶元件导热、对流换热和辐射传热等复杂传热过程的程序,对钴靶元件在丧失慢化剂事故及运输过程的温度进行了分析。结果表明,两种情况下钴靶元件最高温度均未超过其熔点。     

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。     

用PARCS/TRACE/ROBIN程序系统研究秦山二期弹棒事故

利用美国核管制委员会(US NRC)堆芯三维中子动力学软件PARCS、热工水力软件TRACE、辅助建模软件SNAP以及具有国内自主知识产权的压水堆燃料组件计算软件RONBIN,建立了秦山二期两环路压水堆物理模型和热工水力系统模型,进行弹棒事故模拟计算,得出合理的计算结果。AFA 3G燃料组件的两维中子输运计算由ROBIN程序完成,生成的宏观中子截面参数被传递给PARCS程序作为输入。然后由PARCS程序进行堆芯三维弹棒模拟计算,得到事故过程中的核功率变化趋势。最后将反应堆功率瞬态数据输入TRACE热工水力系统模型计算系统压力响应以及燃料包壳和芯块温度。本文通过使用与设计单位完全不同的软件体系,独立地验证了该堆型在弹棒事故下的安全性。     

行波堆堆芯方案设计研究

本文对行波堆燃料组件、堆芯中子学和热工水力方案进行了设计优化,分析了行波堆堆芯方案的主要性能参数。结果表明,优化后的堆芯方案具有明显的增殖焚烧特性,堆芯最大线功率小于500 W/cm,峰值燃耗水平低于30%,燃料中心最高温度低于熔点。该设计方案一方面充分兼顾了现实工艺水平,另一方面实现了行波堆的基本特点。该方案的设计优化指出了典型行波堆设计的初步方向。     

秦山核电二期工程反应堆热工水力设计

简要介绍了秦山核电二期工程反应堆热工水力设计的设计基础和设计方法，反应堆压力容器内压降和旁流计算，燃料组件热工水力设计，以及堆芯功率控制和ＤＮＢＲ限值分析等内容。同时进行了设计验证，验证结果表明，设计计算结果与水力模结果符合良好。     

快堆燃料组件水力特性计算

文章用理论计算和工程经验相结合的方法给出了我国自行设计的快堆燃料组件(参考设计)的水力特性。并与用国际上发表的多种关系式计算结果进行了比较,吻合较好。该计算结果对燃料组件的设计和热工计算有一定的参考价值。     

基于环形燃料的低温供热堆热工水力特性数值模拟研究

为建立低温供热堆热工水力系统的计算流体力学(CFD)仿真模型,针对供热堆堆芯燃料组件结构复杂的特点,采用多孔介质模型对堆芯环形燃料组件进行简化建模,多孔介质的孔隙率、渗透率以及惯性阻力系数通过对1组环形燃料组件精细化CFD模拟结果,采用多孔模型进行拟合得到。典型运行工况的计算结果表明：针对复杂几何采用多孔介质模型简化能大幅提高计算的经济性,多孔介质模型能正确反映参数整体分布趋势,堆芯入口最大流量分配不均匀系数为1.07。本文研究结果对基于环形燃料组件的低温供热堆中热工水力安全设计具有参考价值。     

气冷快堆燃料组件设计及中子学特性分析

气冷快堆兼具高温气冷堆的经济性和快堆的可持续性等优点，在四代堆型中具有独特的技术优势。为了适应气冷快堆高温、高中子通量的堆芯环境，本文基于耐事故燃料模型，提出了一种块状气冷快堆燃料组件设计方案，并对该组件中铀钚混合燃料中的钚含量、冷却孔道的直径及数量、栅距比、包壳及组件盒厚度等物理参数对中子学特性的影响规律开展了敏感性分析研究。分析结果表明：在研究的6个参数中，钚含量和栅距比对组件的中子学特性影响最大，冷却孔道数量主要影响组件内的功率分布，其余参数对组件中子学特性几乎无影响。最后针对块状燃料组件低冷却剂份额的特点，利用单通道模型进行组件内的温度分布计算，给出了热工限值对组件参数的要求。     

CARR堆芯热组件自然循环条件下特性分析

本文建立了中国先进研究堆标准燃料组件单组件的流-固耦合共轭传热CFD分析模型。通过1组稳态流量工况的分析,拟合获得燃料组件的阻力特性曲线。在堆本体CFD分析模型强迫流动工况计算结果的基础上,开展了标准燃料组件自然循环数值模拟分析。计算结果表明,在设定工况下,不仅释热能安全载出,而且可保证热组件任何位置均不会发生冷却剂泡核沸腾和流动不稳定性。计算得到了自然循环建立过程组件内冷却剂温度、燃料包壳和芯体的温度分布、热点位置以及循环流量的变化规律,为研究热组件的瞬态热工水力特性提供了理论方法和参考数据。     

中国先进研究堆标准燃料组件堆外水力稳定性试验

中国先进研究堆（CARR）标准燃料组件由滚压在两块侧板上的21块燃料板组成。堆外水力试验的目的是考验在水力冲刷条件下燃料组件的结构稳定性。试验件是按照正式产品制造工艺制造的贫铀组件,试验平均流速为12m/s,是满功率运行流速的120％。先后试验了2个组件,第1个组件试验60d,是满功率运行时间的120％,试验后观察到固定下定位梳的销钉松动,下定位梳严重磨损了燃料板;工艺改进后制造的第2个组件试验120d,是满功率运行时间的240％,试验表明,第2个组件结构完整。试验中对组件结构稳定性和燃料板腐蚀性能,诸如组件的压差、燃料板振动、包壳表面腐蚀深度等进行了研究。     

秦山三期（重水堆）核电站的技术改进

秦山三期（重水堆）核电站工程是国家“九五”期间重点建设项目,是我国首座商用重水堆核电站,也是中国和加拿大两国政府让迄今最大的贸易项目。工程采用成熟的加拿大CANDU-6重水堆核电技术,以韩国月城3、4号机组为参考电站。由于厂址条件的不同、国情的不同、标准规范的差异以及CANDU-6重水堆核电站设计相对定型早、运行反馈少等原因,在机组商运初期电站的安全稳定运行受到了较大的挑战。面对严峻的形势,秦山第三核电有限公司组织力量对影响核电站安全稳定运行的隐患、热点,进行了针对性的分析和研究,积极有效地开展变更改造和技术改进工作,极大地改善了机组安全性能,优化了机组配置,并创造了一定的经济效益。本文介绍了秦山第三核电有限公司所开展的重大变更改造和技术改进项目,以及实施后的效果,可供同类项目参考和借鉴。     

超临界水堆堆芯新型燃料组件设计分析

超临界水堆(SCWR)作为六种第四代未来堆型中唯一的水冷反应堆,具有良好的经济性与技术延续性.本文采用最新开发的热工-物理耦合计算程序对超临界水堆方形燃料组件进行稳态热工与中子物理耦合分析,提出一种新型的超临界水堆堆芯燃料组件设计.现有单排组件设计与新型双排燃料组件设计的计算结果表明,双排组件具有功率径向分布均匀,包壳...     

超临界六角形双排燃料组件性能分析

利用物理-热工水力耦合计算程序系统(MCATHAS)分析2种六角形双排超临界燃料组件,充分考虑了超临界水冷堆(SCWR)中冷却剂、慢化剂轴向温度、密度的剧烈变化和功率分布的相互影响。计算结果表明,双排六角形组件具有均匀慢化和充分慢化性能,文中提出的D6-1型组件在仅采用一种燃料成分、不添加可燃毒物的情形下,其径向功率峰值因子低于1.10。另外,研究表明,由于组件间隙具有较大热周和较小流通面积,需要在实际工程应用中增加隔热涂层以降低组件外盒壁的导热率。