破损燃料组件中裂变产物向冷却剂释放量计算

分析包壳破损情况下裂变产物从燃料芯块向冷却剂的释放机理,建立裂变产物从燃料芯块向冷却剂的释放量的计算模型;采用CPR1000机型的设计参数对燃料包壳破损率、包壳破损尺寸和燃耗开展敏感性分析,计算等效逃脱率系数并与AP1000设计控制文件中给出的逃脱率系数进行比较。结果表明,包壳破损尺寸对裂变产物释放的影响较大,燃耗和包壳破损率对裂变产物释放影响较小。在包壳破口尺寸为34μm时,采用建立的计算模型计算所得部分核素的等效逃脱率系数与AP1000设计控制文件中给出的逃脱率系数极为接近。     

压水堆燃料包壳破损条件下裂变气体非稳态释放数值模拟研究

压水堆燃料包壳破损后,芯块-包壳间隙内积累的裂变气将释放到冷却剂中,其内部的微观机理还尚不清楚。为了揭示裂变气体释放过程中冷却剂与气体的相互作用规律,基于三维计算流体力学（CFD）方法对该物理过程展开数值模拟,所利用的模型为VOF模型以及k-ε模型。模拟结果表明,包壳破损后冷却剂首先进入芯块-包壳间隙,在芯块-包壳间隙内蒸发,引起芯块-包壳间隙内压强上升,而后裂变气体释放到子通道;裂变气体从芯块-包壳间隙释放到子通道可分为2个阶段。第一阶段:芯块-包壳间隙与子通道间压差较大,气体射流进入子通道,该阶段持续时间较短,裂变气体释放率较大,且变化也较大。第二阶段:芯块-包壳间隙与子通道间压差较小且相对平稳,裂变气体通过破口内涡的对流传质进入子通道,该阶段持续时间较短,裂变气体释放率较小,且相对稳定。      

离线啜吸装置在燃料检测中的应用

辐照后的燃料包壳出现破损时,裂变产物(可溶性固体、气体)释放将增加包壳外部环境介质的放射性活度,通过检测环境介质的放射性活度变化趋势可实现对燃料组件破损程度的定量检测。论文介绍了利用离线啜吸法测量133Xe的释放动力学曲线,根据此动力学曲线定量判断破损燃料组件破口的当量直径,并对燃料组件包壳完整性进行评价。     

压水堆核电站燃料包壳破损状态下主系统氚的测量方法

福清核电站2号机组首循环期间燃料包壳发生了破损,释放到冷却剂中的裂变产物是造成氚测量结果波动较大的主要原因。本文给出了压水堆核电站燃料包壳破损状态下氚的建议测量方法,减少了主系统样品中裂变产物对氚测量的影响,提高了氚的分析准确性。     

弥散型燃料裂变产物释放行为分析研究

为了获得弥散型燃料裂变产物向一回路冷却剂的释放特性,开展了弥散型燃料裂变产物释放行为研究,开发了适用于弥散型燃料的裂变产物源项计算程序,并对裂变产物源项进行了影响分析。结果表明:沾污铀和起泡破损后裂变产物的核素谱存在一定差异;裂变产物的释放与起泡当量直径的平方成正比;对于弥散型燃料而言,起泡破损中通过反冲释放的占比较低;相同破口条件下的弥散型和陶瓷型燃料中裂变产物的释放存在量级的差别。本文开发的程序能够用于分析弥散型燃料的裂变产物源项,为后续相关研究工程设计奠定基础。      

压水堆核电厂一回路冷却剂系统中锕系核素质量评估方法研究

为评估压水堆核电厂燃料包壳破损时的工作人员辐射风险和燃料包壳破损程度,基于特征物理量建立一回路冷却剂系统中锕系核素质量评估方法。本文基于锕系核素的生成和迁移机理,建立了一回路冷却剂系统中锕系核素的平衡方程组,并选取3种易监测的特征物理量用以评估锕系核素向一回路冷却剂系统的释放量及其分布,并建立了一回路冷却剂系统中锕系核素质量的评估方法。然后分别采用国内在役压水堆核电厂无燃料包壳破损和有燃料包壳破损的实测数据对建立的评估方法进行了验证,验证结果表明：建立的评估方法可在无燃料包壳破损和有燃料包壳破损的情况下对一回路冷却剂系统中锕系核素质量进行评估,评估结果和预期符合。本文研究成果可为压水堆核电厂运行期间一回路冷却剂系统中锕系核素质量及其分布评估提供指导,从而优化后端的工作人员防护措施,降低辐射风险。     

船用堆燃料棒包壳疲劳寿命分析

船用堆瞬态变工况下燃料棒包壳温度和冷却剂压力波动较大,引起包壳的疲劳损伤,因此包壳疲劳寿命分析至关重要。本文利用ANSYS软件模拟船用堆瞬态变工况下燃料棒的热机械行为,结合锆包壳疲劳寿命设计曲线,考察包壳温度、冷却剂压力、燃料棒内压以及辐照对船用堆燃料棒包壳疲劳寿命的影响。计算结果表明,瞬态变工况使得包壳疲劳寿命有很大降低;包壳温度变化与冷却剂压力变化相比,前者对包壳疲劳寿命的影响小;辐照会降低包壳疲劳寿命。在不影响核动力船舶机动性的前提下,可采取一些必要的措施来降低包壳的疲劳损伤。     

锆合金包壳二次氢化破损模拟方法研究

压水堆燃料锆包壳管一旦出现破口，流入包壳内的水会在内外壁压差的作用下闪蒸为水蒸汽，在包壳管内壁引发锆水反应，使包壳管内壁由于大量吸氢而产生破损，称为二次氢脆。为了模拟压水堆一回路运行工况与锆包壳管的二次氢脆发生过程，通过理论强度计算与热工验证，自主设计锆合金包壳管二次氢脆实验堆外模拟装置，并针对ZIRLO合金包壳管开展双热源模拟实验。该装置实现了在一回路工况水平下的长期稳定运行，模拟结果显示ZIRLO合金管内外壁氧化并生成沿轴向自下而上浓度增加的氢化物。表明该装置解决了窄缝空间热分层现象带来的影响，可模拟包壳管二次氢脆过程中的一次破口失水、冷却水闪蒸及间隙蒸汽腐蚀行为，验证了该装置技术手段可行性。     

堆芯测量传感器发展现状及其在燃料元件考验中的应用

简单介绍了发展堆芯测量传感器的重要意义,我国近年来各种堆芯测量传感器的研制和发展现状以及某些堆芯传感器在秦山核电站燃料元件考验中的初步应用。这些传感器主要包括测量燃料中心温度的套管式高温W/Re热电偶组件,测量燃料包壳伸长的差动变压器型位移传感器,测量裂变气体内压的膜片式压力传感器,测量燃料棒相对功率分布的γ温度计,测量辐照燃料元件中子通量和通量分布的自给能探测器和测量燃料包壳温度和考验元件出入口冷却剂温度的铠装热电偶等等。     

堆芯测量传感器发展现状及其在燃料元件考验中的应用

简单介绍了发展堆芯测量传感器的重要意义,我国近年来各种堆芯测量传感器的研制和发展现状以及某些堆芯传感器在秦山核电站燃料元件考验中的初步应用。这些传感器主要包括测量燃料中心温度的套管式高温W/Re热电偶组件,测量燃料包壳伸长的差动变压器型位移传感器,测量裂变气体内压的膜片式压力传感器,测量燃料棒相对功率分布的γ温度计,测量辐照然料元件中子通量和通量分布的自给能探测器和测量燃料包壳温度和考验元件出入口冷却剂温度的铠装热电偶等等。     

热蠕变对UMo/Zr单片式燃料板起泡行为的影响

针对含有气腔的UMo/Zr单片式燃料板,考虑包壳材料的热蠕变效应,将包壳的变形与气腔压力相耦合,发展了一种对燃料板宏观起泡行为进行数值模拟的方法。基于所建立的模拟方法,计算分析了包壳热蠕变和气腔内裂变气体原子数对起泡行为的影响。研究发现,在考虑包壳热蠕变时,若局部开裂区域内的裂变气体原子数为4.0×10¹⁷,以鼓泡高度0.1 mm作为起泡阈值的判断标准,所预测出的阈值温度比不考虑热蠕变时低100℃;若局部开裂区内的裂变气体原子数由2.5×10¹⁷增加至4.0×10¹⁷,则燃料板的起泡阈值温度将可能降低40℃,通过降低包壳材料的热蠕变率可以有效提高燃料板的抗鼓泡能力。     

Zr-2包壳管爆破力学性能

核燃料元件是反应堆的核心部件，由燃料芯块、包壳及其构件组成。由于燃料元件的运行环境比较恶劣，中子辐照、冷却剂的腐蚀及在开堆、停堆、和运行后期燃料芯块与包壳的机械相互作用和裂变气体产物的释放，使包壳管承受双向应力，均会造成燃料元件的力学性能下降，形成安全隐患，它的安全性能直接影响反应堆的安全可靠性。为更好地模拟包壳在堆内的受力状态，一般采用内压爆破试验来获得包壳材料的断裂强度与延性数据。     

压水堆核电站大破口失水事故分析

压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值（PCT）最高,且长时间维持在较高温度,此条件下反应堆最危险。计算结果表明,事故发生后,一回路压力迅速下降,堆芯冷却剂的流动性变差,导致堆芯裸露,燃料包壳温度又重新回升。通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作,能保证燃料元件包壳温度不超过1204 ℃的限值。     

压水堆核电站大破口失水事故分析

压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值(PCT)最高,且长时间维持在较高温度,此条件下反应堆最危险。计算结果表明,事故发生后,一回路压力迅速下降,堆芯冷却剂的流动性变差,导致堆芯裸露,燃料包壳温度又重新回升。通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作,能保证燃料元件包壳温度不超过1 204℃的限值。     

反应堆燃料元件破损当量诊断方法

破损当量是衡量反应堆燃料元件破损严重程度的重要指标,但破损当量无法直接测量,在决策应用中不具有可操作性,需要建立与破损当量对应的可监测指标。本文结合实践经验,分析确定了可用于燃料元件破损诊断的典型核素,建立了反应堆一回路冷却剂中裂变产物核素活度浓度与燃料元件破损当量之间的传递关系;给出了一回路冷却剂取样分析实验方法,并指出实验过程中应注意的问题;建立了采用监测一回路冷却剂中典型裂变产物核素活度浓度诊断破损当量的方法,并分析了诊断中不确定度的主要影响因素。本研究为反应堆燃料元件破损当量诊断提供了技术方法。     

标准化在燃料组件啜吸系统国产化研制中的作用

１概述燃料组件啜吸系统（以下简称啜吸系统）主要用于辐照后燃料组件包壳是否破损的检查，以确保反应堆的安全、可靠，使主冷却剂中的裂变产物浓度减至最小值，必须确定并卸走包壳管破损的燃料组件。它可在核电站停堆换料期间对每一个燃料组件提取具有代表性的水样和气样，通过多道γ质谱仪进行核素分析，从而确定燃料组件包壳是否破损。在研制过程中加强标准化工作，可以大幅度缩短产品的研制周期和节省大量研制经费，同时确保产品质量，提高产品的安全性、通用性和可靠性，以下介绍燃料组件啜吸系统研制过程中的标准化工作。２标准化为产…     

反应堆燃料棒~(131)I泄漏危害与防护

反应堆如发生燃料破损,~(131)I等裂变气体会通过破损包壳释放到厂房中增加人员内照射风险。以CPR1000机组为例分析表明:即使1根燃料棒破损也会对工作人员带来内照射风险,破损达运行限值0.25%时,即使投运净化系统,也需对人员采取防护措施。本文结合实际核电厂运行经验探讨了放射性碘危害的控制和防护措施。     

缓发中子计算燃料元件破损方法研究

当燃料元件发生破损时,裂变产物会释放到主冷却剂中,引起主冷却剂放射性水平增加。根据燃料元件破损的监测数据,采用一定的计算方法,计算燃料元件破损数目,可为核电厂处理元件破损事故、确保反应堆和人员安全提供重要依据。本文对缓发中子先驱核产生、释放、迁移和探测器响应等过程进行深入研究,并对每个过程建立了数学计算模型,形成了1套根据缓发中子监测数据来计算燃料元件破损数目的方法。该方法可适用于多数反应堆的燃料元件破损数目计算。     

基于多物理场耦合的U3Si2燃料与双层SiC包壳组合的轻水堆燃料性能分析

基于COMSOL平台开发了一套基于多物理场全耦合的燃料性能分析程序,并通过径向功率分布模型对比验证了该程序的正确性与准确性;然后进一步分析了U₃Si₂燃料与双层SiC包壳组合、U₃Si₂燃料与锆合金包壳组合在反应堆正常运行工况下的性能,并与UO₂燃料与锆合金的组合进行了对比分析。计算结果发现U₃Si₂燃料与锆合金包壳组合相比UO₂燃料与锆合金的组合具有更低的燃料中心温度、裂变气体释放量及内压,但气隙闭合时间会提前;而U₃Si₂燃料与双层SiC包壳的组合相比U₃Si₂燃料与锆合金的组合具有更高的燃料中心温度、更大的裂变气体释放量及内压,且随着燃耗的增加,其燃料中心温度大幅增加,与锆合金包壳相比,双层SiC包壳能够有效延迟气隙闭合,缓解燃料与包壳的力学相互作用。      

回堆考验元件裂变气体测量分析

反应堆燃料元件的裂变气体释放率测量是辐照后检验的一项重要内容,它对于评价燃料元件的性能起着重要作用.回堆考验组件采用3×3-2再组装小组件方式,由一期考验的3根老棒、4根新棒和2根控制棒导向管组成.3×3-2小组件在中国原子能科学研究院重水研究堆辐照到燃耗(以金属铀计,全文同)30.9 GW*d/t(老棒)时,堆内出现破损信号.随后将其运至热室,非破坏性检验未发现元件棒破损.为此,采用激光刺孔方法将7根元件棒刺穿,测量元件棒气腔内压和裂变气体释放率.结果表明,元件棒内压均不低于再回堆考验前的压力值,从而进一步证实元件棒未发生破损,与一期考验元件相比,回堆后的燃料棒裂变气体释放率无明显增加.