秦山三期CANDU堆应用稍浓铀的研究

对秦山三期CANDU堆应用稍浓铀的可行性用DRAGON／DONUON程序做了时均堆芯研究分析确定秦山三期采用稍浓铀的最优富集度为1.125wt％并对使用此富集度稍浓铀的秦山三期CANDU堆做了基于通道年龄模型的瞬时堆芯检验计算结果表明,在使用2．4棒束换料及简单的分2个燃耗区,外内区燃耗比为0.9时,能够满足秦山三期运行执照限制秦山三期CANDU堆使用此富集度燃料的经济效益的初步分析表明,它将使燃耗提高到185GWd／t(U),每年节省天然铀资源约53吨,减少乏燃料约116吨,节省燃料循环费用约6700万元计算表明,勿需对秦山三期堆芯结构和运行模式做重大改造即可完成天然铀向稍浓铀的过渡。     

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。     

秦山CANDU6机组首次基于控制棒的保证停堆状态应用分析

基于控制棒的保证停堆状态(RBGSS)为秦山重水堆堆型(CANDU6)提供了一种新的保证停堆方式。本文介绍了在秦山CANDU6机组首次成功应用RBGSS技术的实践过程,包括RBGSS实施前充分的技术论证、技术文件开发及实施沙盘推演,实施过程的有效控制。总结了实施的经验,为后续更好应用RBGSS技术提供了改进方向和建议。     

非线性迭代半解析节块法在CANDU堆燃料管理中的应用

研究目前压水堆中常用的现代的非线性迭代节块法在CANDU堆的燃料管理中的应用 ,研发了非线性迭代半解析节块法燃料管理程序FMPHWR。通过基准题及对秦山三期CANDU堆的计算表明 :同目前采用有限差分和有限元方法的重水堆燃料管理程序相比 ,在相当的精度下 ,FMPHWR可以获得较高的计算效率。它完全可以用于CANDU堆燃料管理计算。     

秦山CANDU-6核电机组放射性源项

简单概括了AECL为秦山CANDU 6所作的放射性源项研究 ,回顾了TQNPC为主体的审评对该项工作的作用和影响 ,同时提出若干改进建议     

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。     

秦山CANDU堆功率测量校正和控制改进

本文介绍了秦山三核CANDU6堆功率测量、控制设备的分区布置,论述了反应堆功率控制信号的计算校正和反应堆的区域功率控制,从CANDU6核功率控制设备、堆物理角度浅析其实现分区精细控制的机理,并阐述了为了提高反应堆功率控制系统可靠性和安全性而进行的主要设计改进     

秦山三期CANDU6机组停堆大修时热阱核安全要求分析

对秦山三期CANDU6机组停堆大修时堆芯燃料过热的敏感性进行了分析,介绍了秦山三期CANDU 6核电站1#机组101大修期间热阱的安全原则、管理细则.对停堆期间不同的堆芯余热情况下,失去冷却热阱后燃料达到过热前允许的恢复热阱时间进行了分析计算;并结合首次大修对大修期间低水位工况下停堆冷却泵连续运行、失去四级电源、临时盖板的使用等问题进行了分析,提出了具体建议.     

CANDU-6核电机组压力管寿命管理

介绍了CANDU反应堆压力管的使用条件、压力管寿命与电站寿命的关系、AECL多年来对压力管的改进工作 ,论述了影响压力管使用寿命的因素和秦山三期压力管寿命管理的思路和主要措施     

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。     

CANDU堆区域超功率保护工况重分组设计

CANDU堆区域超功率保护(ROP)系统用于缓慢失去反应性控制事故下防止燃料包壳出现烧干。机组老化会导致ROP运行裕量下降。为应对秦山第3核电厂CANDU堆ROP裕量不足的问题,通过对ROP工况分组原则、电站运行文件和运行策略、反应性控制机构设置、现有相关报警等的审查,确定出4项重分组规则;设计安装监测轴向平均区域功率偏差的报警,将共计270个工况从ROP正常手柄位置对应的工况组移出。ROP工况重分组方案在秦山第3核电厂实施后,ROP运行裕量将恢复3%~5%,可显著提升机组运行的经济性和安全性。     

新型燃料组件CANFLEX在秦山三期重水堆中的应用研究

介绍了CANDU堆新型燃料组件CANFLEX的特点,分析了其物理性能及热工水力特性,并对在秦山三期CANDU-6堆中应用CANFLEX组件的可行性进行了研究。结果表明。CANFLEX组件通过改进热工水力特性,提高了反应堆安全裕度。在CANDU-6堆中应用CANFLEX组件替代目前的NU-37组件不会影响堆芯功率分布和峰值,功率波动幅度变化也很小。由此证明。在秦山三期CANDU-6堆中应用     

秦山三期CANDU-6核电机组技术规格书的修改

描述了制定秦山三期CANDU 6核电机组技术规格书 (TS)的核安全法规依据 ,简要介绍了按照中国核安全法规的要求、参照美国NRC制定的压水堆核电站成熟的标准技术规格书的格式和应用加拿大CANDU机组采用的运行方针和政策所积累的成熟的运行经验 ,对AECL提交的TS进行修改的情况以及对TS中一些重要技术问题的修改内容 ,说明了修改后的TS基本满足了中国核安全法规的要求 ,可以在核电站的运行中使用     

秦山三期重水堆核电站流出物惰性气体~(133)Xe和~(85)Kr研究及监测改进

通过秦山三期CANDU6核电站惰性气体产生、转移与释放机理的分析,指出核电站放射性源项报告中惰性气体排放量计算方法产生偏差的原因,并进一步明阐明CANDU6核电站流出物中133Xe、85Kr与131mXe等主要惰性气体活度的定量关系。利用该研究结果,通过测量133Xe的活度来估算探测下限值很高的85Kr与131mXe活度,从而大大降低核电站惰性气体的统计排放量,这一方法也可应用于压水堆核电站。     

秦山三期重水堆核电站流出物惰性气体^(133)Xe和^(85)Kr研究及监测改进北大核心CSCD

通过秦山三期CANDU6核电站惰性气体产生、转移与释放机理的分析,指出核电站放射性源项报告中惰性气体排放量计算方法产生偏差的原因,并进一步明阐明CANDU6核电站流出物中133Xe、85Kr与131mXe等主要惰性气体活度的定量关系。利用该研究结果,通过测量133Xe的活度来估算探测下限值很高的85Kr与131mXe活度,从而大大降低核电站惰性气体的统计排放量,这一方法也可应用于压水堆核电站。     

秦山第三核电厂大修周期优化项目

秦山第三核电厂为CANDU堆,其大修周期优化项目在非标定类监督要求论证时主要参照加拿大CANDU堆核电厂的论证实践,总体上从执照基准文件的符合性审查、受大修周期优化影响设备运行历史评估、系统不可用度评价和监督试验历史评价4个方面来进行定量或定性分析论证,同时还具体借鉴了美国核电厂长燃料循环论证方法中的技术规格书监督要求修改论证的实践,对每个非标定类监督要求从6个方面进行论证总结。     

前言

《核科学与工程》2 0 0 3年第 3期汇集了秦山三期 (重水堆 )核电站 (秦山三核 )工程的 1 2篇学术论文 ,这些论文涉及到坎杜堆技术特点与发展、工程建造与调试管理、配合核安全审评与监督等各个方面 ,是秦山三核工程的又一批学术成果。在工程建设取得丰硕成果并划上圆满句号之际 ,将这批论文集中出版 ,无论是对秦山三核的运营和管理 ,还是对其他在建或新建核电项目的建造和管理 ,都将具有现实和深远的意义。秦山三核工程是国家“九五”期间重点工程项目 ,是中国和加拿大两国政府间最大的经贸项目。该项目从加拿大引进两台 70 0MW级CANDU 6…     

加拿大原子能公司与中方企业签署四方协议

加拿大原子能公司（AECL）2008年11月3日与中核秦山第三核电有限公司、中核北方核燃料元件公司和中国核动力研究设计院正式达成四方协议。 根据这份协议,双方将联合进行技术开发,以便能将从中国轻水堆乏燃料中回收的铀用于中国的CANDU堆中。     

重水堆核电站14C的产生、释放和控制措施

本文依据加拿大已运行的CANDU堆型核电站对^14C排放的管理策略,简要介绍了重水堆核电站^14C的来源,向环境的释放量以及异常释放的原因和控制释放的经验并着重介绍了秦山三期(重水堆)核电站对^14C排放的管理所采取的控制措施。     

秦山CANDU6重水堆应用RBGSS技术的可行性分析

RBGSS技术将为CANDU6重水堆提供另外一种进入保证停堆状态的方法。本文介绍了RBGSS的技术方案,分析了RBGSS技术的优势,结合秦山CNADU6反应堆的运行实践,探讨了RBGSS技术在机组大修和小修过程中的应用方法,评价了RBGSS技术的安全性和经济性。最后讨论了RBGSS可能存在的问题。