新燃料组件运输容器的力学和临界设计研究

介绍了一种新燃料组件运输容器在设计过程中的力学和临界计算。根据相关设计法规和标准,首先对该型容器进行力学仿真,考察其在极限工况下的堆叠性能,开展了容器的模态分析以及在公路运输工况下的随机振动响应及疲劳失效计算。之后,对该型容器开展了各工况下单个及阵列条件下的临界计算。相关的力学和临界计算结果为该型容器的最终设计定型提供了依据。     

核燃料组件运输容器隔振系统的振动分析

进行了核燃料组件运输容器隔振系统橡胶块的特性试验，测定了橡胶块的静态和动态拉压刚摩和剪切刚度，采用自由振动方法测定了橡胶块的拉压阻尼和剪切阻尼。建立了运输容器隔振系统的数学模型．对隔振系统的幅频特性和隔振传递率进行了分析，确定了系统各运动的共振频率。对运输容器系统受来自运载工具如铁道车辆或公路车辆的纵向冲击情况下的隔振性能进行了研究，导出了运载工具冲击加速度允许值的解析式，并进行了计算和分析。     

ANT-12A型新燃料运输容器制造工艺研究及质量控制

本文介绍了某堆型的ANT-12A型新燃料运输容器的关键制造工艺过程。对主要部件的成型,采用数控编程实现精确下料,并采用专用工装压制成形,并预留回弹裕量;奥氏体不锈钢薄板焊接时,采用专用的组焊工装,并采用合理的装配顺序和焊接工艺参数;对上下法兰的加工,通过合理的装夹方式,并采用小进刀量和小的进给速度,避免发生振动、让刀及整体变形。设备制造过程中及完成后,应进行相应的无损检验和功能性试验,并满足相关标准和技术规范的要求。     

CEFR-MOX新燃料组件运输货包临界安全计算

易裂变材料运输过程中重要的安全问题之一是临界安全。在对运输货包进行临界安全分析中必须要同时考虑多货包阵列形式、事故后货包损伤对临界安全影响、最佳水慢化条件等因素。本文采用MCNP 程序针对CEFR-MOX新燃料组件运输货包进行了临界安全计算。计算结果表明:MCNP程序(采用核截面库为ENDF/B-V库)对本问题的次临界限值为0.924 6;正常运输条件下无限个运输货包的最大k_eff值为0.574 4,运输事故条件下无限个运输货包的最大k_eff值为0.659 7。根据临界安全指数的定义,确定CEFR-MOX新燃料组件运输货包的临界安全指数为0。     

AP1000新燃料组件运输货包的临界安全计算

新燃料组件运输过程中最主要的核安全问题是临界安全。在对运输货包进行临界安全分析中必须要同时考虑多货包阵列形式、事故后货包损伤情况、最佳水慢化条件等因素。本文采用MCNP程序针对美国西屋公司XL型运输容器装载AP1000新燃料组件货包的实例进行了临界安全计算。结果表明,在XL型运输容器设计许可书中允许装载货包数N=75的限制条件下,临界安全是有保障的。     

高温气冷堆燃料运输容器热工计算分析

采用CFX程序模拟高温气冷堆燃料运输容器内外导热、对流、热辐射等传热方式。计算结果表明:容器各部件温度不会超过限值、热工结构符合安全运输要求。将计算结果与容器火烧试验相比较,证明了计算模型的保守性与合理性。     

高温气冷堆新燃料元件运输容器临界安全分析

采用基于蒙特卡罗方法的MCNP5程序对高温气冷堆所用的球形燃料元件进行描述;根据包覆燃料颗粒在燃料球内的分布性质构建了8种不同模型,并研究不同模型对有效增殖因子（keff）和计算时间的影响,获得了临界计算问题中最优的燃料球模型;运用MCNP5描述燃料球运输容器,并研究了容器中子吸收板厚度、外容器壁厚、缓冲层材料、反射层材料、容器形状、容器结构缺失和水密度等影响运输容器临界安全的因素。结果表明,所研究的高温气冷堆新燃料元件运输容器在正常运输条件下和事故运输条件下均处于临界安全状态,其临界安全指数（CSI）可定为0。      

研究堆新燃料组件铁路运输货包固定系统安全分析

研究堆新燃料组件放置在专用货包内采用铁路运输,货包用木板、螺栓等进行紧固。对紧固系统在正常情况和极端情况下的受力情况进行了分析。强度校核计算表明,货包的固定方式能够保证其即使在10g的加速度下也不会在各个方向移动。稳定性校核计算表明,固定系统结构在此情况下也是稳定性的。实际运输监测中发现,全程最大加速度未超过10g,固定系统能够保障燃料组件运输容器的铁路运输安全。     

田湾核电站监督试样运输容器组件研制

为保证田湾核电站监督试样的运输安全,本工作采用设计与验证试验相结合的方法研制监督试样运输容器组件。组件设计包括屏蔽计算、结构设计与力学评定,通过安全验证试验和现场操作试验,对容器的运输安全性能和现场操作性能进行分析。结果表明,设计的监督试样运输容器组件满足GB 11806-2004的要求。目前,研制的监督试样运输容器组件已完成第1批监督试样的运输任务。     

燃料组件铁路运输栓系系统安全分析

某反应堆燃料组件的运输采用铁路运输,燃料组件运输容器的代号为MTR-D,采用栓系系统固定运输容器.针对燃料组件运输容器MTR-D,已经完成了正常和事故条件下的安全性分析.为论证栓系系统是否满足强度方面的要求,是否能够保证货包不会前后、左右以及垂直方向的移动,本工作采用经验公式,计算了运输过程中货包承受的力,同时校核了压紧螺杆的稳定性.计算结果表明,运输栓系系统能满足铁路运输燃料组件的要求.     

快堆燃料组件少棒替代方法研究

快堆堆芯流量分配实验需大量燃料组件,为缩短燃料组件的加工周期,需寻找一种可简化燃料组件结构的思路。本文采用CTS理论算法,计算了燃料组件结构参数变化对组件水力特性的影响,提出了采用较少燃料棒替代组件完成试验的思路。该方法不改变组件外部结构与试验环境,仅用少量燃料棒获得与多棒燃料组件相同的水力特性。计算结果表明,替代组件与原组件水力曲线吻合较好,可达到替代效果。     

棒束燃料组件特征栅元CFD方法研究

AFA-3G燃料组件中存在典型栅元和控制棒导向管栅元两种特征栅元,定位格架搅混翼的排列也具有一定的规律性.本文采用计算流体力学(CFD)方法,分别针对两种特征栅元,从第一类子通道和第二类子通道的角度,沿程评价其交混性能.质量交混与热交混紧密联系又相互区别,第一类子通道质量交换较强,但从传热角度,二者性能相当.AFA-3...     

燃料组件冲刷实验压力容器的设计

本文介绍了秦山核电厂一期工程1:1燃料组件高温高压冲刷实验压力容器的设计。该设备的主要特点是:无级调节错对中量,弹性支撑,可做横向冲刷实验,并可用于600MW,900MW和1200MW核电厂全尺寸燃料组件的冲刷实验。     

Transport of Fresh MOX Fuel Assemblies for the MONJU Initial Core

Abstract

Transport of fresh MOX fuel assemblies for the prototype FBR MONJU initial core started in July 1992 and ended in March 1994. As many as 205 fresh MOX fuel assemblies (109 assemblies for an inner core, 91 assemblies for an outer core and 5 assemblies for testing) were transported in nine transport missions. The packaging for fuel assemblies, which has shielding and shock absorbing material inside, meets IAEA regulatory requirements for Type B(U) packaging including hypothetical accident conditions such as the 9 m drop test, fire test, etc. Moreover, this packaging design features such advanced technologies as high performance neutron shielding material and an automatic hold-down mechanism for the fuel assemblies. Every effort was made to carry out safe transport in conjunction with the cooperation of every competent organisation. This effort includes establishment of, the transport control centre, communication training, and accompanying the radiation monitoring expert. No transport accident occurred during the transport and all the transport missions were successfully completed on schedule.     

燃料组件内精细功率重构方法研究

为提高堆芯工程设计软件的计算精度,本文提出一种精细功率重构方法,即利用节块法求解所获得的横向积分中子通量分布作为逼近条件,采用权重系数法获得组件功率分布的两群17项多项式展开,并基于BW和IAEA2D基准题与13项和21项多项式展开法进行比较。数值计算结果表明,提出的17项多项式展开法相比传统的13项多项式展开法具有更高的计算精度,且计算精度接近21项多项式展开法。     

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。     

New Package for the Transport of Fresh MOX Fuel Assemblies in Europe

Abstract

The use of Mixed Oxide Fuels (MOX) in commercial reactors has increased significantly over the past 10 years as an effective way of using stocks of plutonium produced from reprocessing uranium fuels. Now, with advances in fuel design, MOX can give performance approaching that of enriched uranium fuel. To meet demand from European and Japanese utilities, British Nuclear Fuels are in the process of commissioning a large capacity plant at Sellafield to assemble MOX fuels. This has required a new transport package to be developed capable of carrying high specification fuels to customers in Europe whilst complying with the 1996 IAEA ST-1 Transport Regulations. This package is known as Euromox and currently under development to enter service in 2003. Relatively few packages exist for the transport of MOX fuels and Euromoxis the first designed by BNFL for shipments to Europe. Euromox has provided several technical challenges in its development arguably exceeding those typically encountered during the development of new package for irradiated fuel transports.     

基于克里金方法的快堆燃料组件设计

为详细研究快堆组件棒束中的流动与换热两方面因素对组件热工水力特性的影响,本工作采用克里金方法研究快堆燃料组件的设计参数。由计算结果可知：保证组件出口平均温度不变,随组件压降的升高,满足条件的P/D和H/D范围变化有一定的方向性,逐渐靠近原点;保证组件棒束的压降不变,随组件出口平均温度的升高,P/D和H/D范围变化不具备方向性。根据计算结果可在给定输入限值条件下得到组件满足条件的设计参数范围,可为今后大型快堆的燃料组件选型提供参考。     

压水堆燃料组件附加质量仿真研究

为了准确探究反应堆冷却剂与燃料组件间存在流固耦合行为对燃料组件振动特性的影响,本文采用计算流体动力学（CFD）软件Fluent平台,运用其中的动态网格技术,以压水堆燃料组件为研究对象,通过建立燃料组件模拟棒束、堆芯围板以及冷却剂模型,实现燃料组件与堆芯围板分别单独运动工况的燃料组件附加质量计算。结果显示：燃料组件运动工况下,燃料组件附加质量系数均值为2.4712;围板运动工况下,燃料组件附加质量系数均值为–3.4713,均与文献值偏差小于5%。叠加附加质量后,燃料组件振动频率计算值与水中振动试验测试结果偏差小于5%,验证了分析方法的合理性。本研究建立的仿真计算方法能够用于压水堆燃料组件附加质量计算。