压水堆燃料组件辐照考验技术研究

燃料组件在反应堆内的辐照考验是压水堆燃料组件研制过程最重要的环节。对辐照考验方案的技术要求、辐照后检查要求等进行研究,提出需要重点分析的事项。辐照考验燃料组件的运行取得了良好的效果,表明辐照方案和考验要求是合理的,对后续其他燃料组件辐照有很好的借鉴作用。     

秦山核电厂压水堆燃料元件堆内考验

秦山核电厂压水堆燃料元件堆内考验，在中国原子能科学研究院重水试验堆上高温高压考验回路中进行，组件平均燃耗２５０１０ＭＷｄ／ｔＵ。描述了考验组件结构及工艺制造、考验装置结构、辐照条件、考验参数（功率、燃耗）的确定，并对燃料组件、燃料棒、辐照装置堆内性能作了评述。     

国产自主化燃料组件入堆辐照燃料管理策略研究

为完成中核集团具有自主知识产权的N36特征化组件、CF2和CF3燃料组件入堆辐照计划,实现不同燃料组件的辐照要求。研究了秦山第二核电厂2号机组第9循环到第12循环的燃料管理策略;综合考虑核电厂的经济性、安全性和辐照组件的考验要求,共完成5组燃料管理方案。最终的燃料管理方案在满足电厂安全经济运行的条件下,使得3种燃料组件已实现各自的辐照目标。     

轻水堆燃料组件计算程序包TPFAP

TPFAP是一个同时适用于PWR和BWR的穿透几率法燃料组件燃耗计算程序包。它首先利用碰撞几率方法在库能群结构下完成三区或四区圆环几何的栅元输运计算。载钆燃料棒或硼棒可燃毒物栅元的有效吸收截面由微燃耗程序CMB产生,两维穿透几率法组件计算是在(x,y)几何下进行。基模计算用来考虑中子泄漏修正。根据反应率等效,计算组件等效扩散参数。在每一燃料棒和可燃毒物棒进行燃耗计算,TPFAP给出每一燃耗步的组件和栅元少群截面、功率分布,提供核设计和安全分析所需参数。     

秦山核电站考验元件燃耗的辐照史校正计算

通过实验测得反应堆停堆时刻裂变产物~(137)CS、~(148)Nd等监测体的浓度值,进而推算出辐照燃料元件的燃耗值是通常采用的方法。它需要若干参数,如裂变产物的平均裂变产额,反应(n,γ)的修正量,放射性裂变产物的堆内衰变修正量,可裂变核素的平均裂变能量等。这些参数都同燃料的辐照历史紧密关联。本文概述了上述参数的计算方法并给出了计算结果。方法的主要特点是:1.以考验元件的实际参数为输入数据;2.根据反应堆实际运行史反复循环模拟计算;3.除计算重核素及所要求的裂变产物的原子浓度和放射性外,仔细计算了~(137)Cs和~(148)Nd等核素(n—1)衰变链中子俘获反应的修正量。     

秦山核电站考验组件单棒燃耗测量

应用燃耗监测体法（以￣（１３７）Ｃｓ和￣（１４８）Ｎｄ为监测体）和重同位素比值法测量秦山核电站考验组件中２号元件棒的燃耗。沿元件棒铀向不同位置切割出７个切片作为分析试样。由￣（１４８）Ｎｄ监测体法和比值法得到的燃耗值相互符合得很好。￣（１３７）Ｃｓ法的结果却存在一些差别。根据燃耗轴向分布曲线计算出全棒平均燃耗值为２．５７×１０￣４ＭＷｄ／ｔ（Ｕ），误差１．７％。此外，还测量Ｐｕ的含量和同位素比值。     

堆内考验燃料组件设计

4×4—4压水堆燃料组件用于验证国产化燃料棒的堆内性能。燃料组件中包括了目前压水堆标准化燃料棒、高性能燃料棒和双金属定位格架。高性能燃料棒采用了衬锆包壳管和环形芯块,以便减小芯块-包壳相互作用和降低燃料温度,从而降低裂变气体释放率。预计标准化燃料棒中,最高棒平均燃耗可达到45GW·d/tU,高性能燃料棒达到60GW·d/tU。     

燃料组件稳态回路辐照考验多热工参数耦合特性研究

燃料组件稳态回路辐照考验是研究组件抗辐照性能的关键环节,鉴于回路辐照考验热工参数对试验运行的重要性,本文针对稳态辐照考验回路,结合燃料组件对回路辐照考验热工参数的需求,分析了一次水流量及入口温度发生变化、装置内部存在换热以及不同换热器运行方式下回路系统的关键热工参数耦合特性。研究表明,随着换热器一次水入口温度和流量的下降,主换热器的最大换热功率有明显下降,在严重偏离设计工况下,主换热器换热能力存在不能满足燃料组件辐照运行的风险。同时,辐照装置内部换热对主换热器换热极为不利。在回路运行温度需求较高,而装置内部换热较强情况下,主换热器二次水流量的设计裕量不能低于装置内的热交换比例,且该裕量取值需趋大。两台主换热器并联运行的优势主要体现在较大一次水流量情况,且存在一个较小的一次水流量,使得单台换热器独立运行与两台换热器并联运行时的换热能力一致,低于该流量比例时,两台换热器并联运行时的换热能力反而弱于单台换热器运行。      

研究堆乏燃料组件中235U含量和燃耗的测定

介绍了利用乏燃料组件再次辐照和γ,谱对比法确定研究堆中235U含量及其燃耗成分的方法,描述了在俄罗斯IRT-MIFI堆上对IRT-3M燃料组件进行分析测定的条件装置和实验过程,给出了相应的实验结果和不确定度评价.结果表明,用该方法分析高浓铀核燃料组件中235U的含量可以得到小于2%的不确定度.     

秦山核电厂压水堆考验燃料组件辐照后检验

为验证秦山核电厂压水型反应堆燃料组件的设计、制造工艺和材料性能，采用３×３考验组件，在原子能院重水试验堆ＨＷＲＲ的高温高压回路中模拟秦山核电厂反应堆的稳态和短时超功率工况进行了综合考验，平均燃耗达２５７００ＭＷｄ／ｔＵ。对考验组件和燃料棒作了综合性的辐照后检验，检验项目包括：燃料棒的外观观察、尺寸测量、γ扫描、涡流探伤、Ｘ射线照相、裂变气体释放率测量，包壳管、控制棒导向管和格架弹簧片的力学性能试验，包壳和燃料芯块的微观组织分析和定量测量，水垢的Ｘ射线衍射分析等。检验结果表明：考验组件设计合理，制造工艺可靠，燃料芯块、包壳和其它材料的性能均能满足要求。所取得的检验结果可为秦山核电厂压水堆的燃料组件以及同类燃料组件的设计、制造和性能改进提供依据。     

秦山核电厂燃料元件堆内辐照考验的分析和评价

为了验证秦山核电厂燃料元件的堆内性能,在重水试验难开展了3×3—2小元件堆内综合辐照考验。本文就影响考验结果的若干技术问题和考验条件进行了仔细的分析,充分论证了该试验具有的实际意义。考验件在堆内经历了相当电厂堆稳态工况和一般事故工况的考验。考验棒最大燃耗达34GWd/tU,棒最大表面热负荷达1.39MW/m_2。在整个考验过程中没有发生考验棒的破损。文章最后就考验结果在验证燃料元件性能及其在电厂堆内安全可靠运行方面进行了评价。     

小批量国产自主化燃料组件入堆辐照策略研究

为实现第三代中国燃料组件（CF3）的小批量应用,研究了方家山核电厂2号机组第4循环到第7循环的燃料管理策略。在综合考虑核电厂运行经济性、安全性和CF3小批量应用的辐照考验要求的基础上,完成了CF3小批量辐照的燃料管理方案。为了进一步提高CF3的最大卸料燃耗,进行了燃耗达到55000?MW·d/t(U)的可行性分析。研究表明,CF3小批量辐照的燃料管理方案满足核电厂运行的安全性和经济性,达到了CF3小批量应用的辐照考验要求,如果后续调整该燃料管理方案的第3循环的堆芯装载,可以实现CF3的燃耗达到55000?MW·d/t(U)。      

10 MW高温气冷堆燃料元件的辐照考验

10 MW高温气冷堆燃料元件的辐照考验在俄罗斯IVV-2M堆内进行,辐照考验于2000年7月13日开始,现仍在进行中.至2002年6月14日,燃料元件最高燃耗(以金属铀计,全文同)已达77 000 MW*d/t,累积快中子注量达8.59×1020 cm-2.本文描述辐照样品的冷态性能、辐照装置、辐照条件和已获得的辐照考验结果.     

燃料试样堆内辐照温度设计与实验研究

为使燃料尽可能在最恶劣设计工况下进行辐照实验,开展基于高通量工程试验堆（HFETR）的燃料试样堆内辐照温度设计与实验研究。按照铀装量设计燃料试样在辐照装置内的位置,能够改善轴向燃料试样热流密度的不均匀性。HFETR主冷却剂低温状态下,在燃料试样外包覆液态铅铋合金和不锈钢能够实现燃料芯体及燃料包壳的高辐照温度指标。设计和实验结果表明,稳态和短期瞬态运行工况下,不锈钢盒表面辐照温度始终低于HFETR燃料元件包壳表面最高温度限值,满足反应堆运行和燃料辐照实验安全要求。为提高稳态运行工况下燃料试样的辐照温度,堆芯设计时应避免或降低由于反应性扰动造成的辐照装置内燃料试样短期瞬态功率影响,减小辐照孔道内燃料试样的热点因子。      

秦山核电站燃料考验组件在HWRR辐照考验前的物理性能测量

为测量秦山核电站燃料考验组件的物理性能,设计了专用实验组件。用直接测量芯棒γ活性的方法,成功地得到了组件功率与大堆功率的关系。用棒栅反应性曲线刻度了组件反应性及失水反应性。用活化箔法测得中子注量率以及芯棒间的功率分配。并采取措施,在满足组件考验热工条件的同时,实现了兼顾Mo-Tc的生产。     

CF3燃料组件入堆辐照主要性能研究

研究评价了秦山第二核电厂2号机组第11~13循环中进行入堆辐照考验的4组CF3先导燃料组件的主要性能,包括包壳腐蚀、燃料棒生长、燃料组件生长等,并与首循环池边检查结果进行对比。结果表明CF3先导燃料组件主要堆内性能符合预期,与预测值相比有更高的裕量,现有辐照性能分析模型可进一步改进后用于后续工程评价。     

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。     

研究堆跟随燃料组件抗落棒冲击寿命考验研究

在跟随燃料组件抗落棒冲击荷载研究的基础上,对跟随燃料组件抗落棒冲击进行了寿命考验研究,其内容包括跟随燃料组件抗落棒冲击寿命考验前的完整性检查,300次抗落棒冲击寿命考验,以及寿命考验后的完整性检查.研究结果表明:控制棒可移动线圈驱动线上的跟随燃料组件设计和结构合理,使用寿命能够满足设计要求;跟随燃料组件在设计寿期内不影响整个驱动线的性能,其可靠性良好.     

秦山核电厂燃料元件内辐照考验的分析和评价

为了验证秦山核电厂燃料元件的堆内性能,在重水试验堆开展了3×3-2小元件堆内综合辐照考验。本文就影响考验结果的若干技术问题和考验条件进行了仔细的分析,充分论证了该试验具有的实际意义。考验件在堆内经历了相当电厂堆稳态工况和一般事故工况的考验。 考验棒最大燃耗达34GWd/tU,棒最大表面热负荷达1.39MW/m~2。在整个考验过程中没有发生考验棒的破损。文章最后就考验结果在验证燃料元件性能及其在电厂堆内安全可靠运行方面进行了评价。