中国实验快堆（OEFR）：CEFR新燃料组件贮存临界安全分析

为论证新燃料组件贮存是否满足核临界安全要求，对CEFR新燃料贮存系统进行核临界安全分析计算。     

截短型燃料组件堆内贮存临界安全分析

基于小型压水堆特有的截短型燃料组件,建立乏燃料贮存水池几何模型,分析正常贮存及事故工况下的临界安全。选取合理的保守假设,建立适当的计算模型,分别计算了一区和二区正常贮存工况、地震事故工况、组件跌落事故工况、新组件误插入事故工况的反应性。计算得到事故工况下有效增值因子最大值为0.932 83。小型压水堆乏燃料贮存水池临界安全分析中,正常工况及事故工况下计算结果均小于0.95。该设计模型可确保燃料堆内贮存区域处于次临界状态,且安全可控。     

基于SCALE的RFA改进型燃料组件堆内贮存临界安全分析

RFA改进型燃料组件是西屋公司设计的能应用于大功率先进压水堆的改进型燃料组件。SCALE计算程序是一款在国际上得到广泛认可的综合性建模及模拟程序包,可用于核设计与核安全分析。基于SCALE计算程序,针对大功率先进压水堆的乏燃料贮存水池,建立恰当的计算模型,并选取合理的保守假设,分析乏燃料水池正常贮存及事故工况下的临界安全。计算结果表明一区正常贮存工况keff值为0.901 29,组件跌落事故工况下,有效增值因子为0.907 93。二区正常贮存工况下,计算模型keff值为0.909 98,新燃料组件误插入事故工况keff值为0.924 07。先进压水堆乏燃料贮存水池正常贮存工况及事故工况的有效增值因子均小于0.95,处于次临界状态。该设计模型可确保燃料堆内贮存区域临界状态安全可控。     

MOX燃料贮存水池核临界安全分析

利用MONK程序对MOX热室项目燃料贮存水池进行了核临界安全分析。针对给定的水池尺寸和燃料棒数量,确定燃料以分区方式贮存。选取国际公布的临界基准实验数据,验证并确定MONK程序计算分析类似物料形态时的偏倚和次临界限值,其次进行保守假设,确定贮存水池在正常及事故工况下其中子有效增殖因数,评价贮存水池的安全性。计算结果表明,贮存水池在最危险事故工况下,其最大中子增殖因数小于次临界限值,系统处于临界安全状态。     

燃料贮存格架的临界安全分析研究

通过对中广核工程设计有限公司自主设计的新燃料贮存格架的临界安全分析计算,从计算的角度初步验证了该格架能满足临界安全准则,并通过该实际计算案例的描述,介绍了如何开展燃料贮存格架的临界安全分析计算。     

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。     

中国先进研究堆新燃料组件运输的临界安全分析

在新燃料组件运输过程中,临界安全是重点。使用MCNP程序对中国先进研究堆新燃料组件的运输进行临界安全计算分析,通过选取最不利临界安全的次临界限值、组件模型参数、事故工况来保证计算结果的保守性。结果表明,运输货包的临界安全指数可确定为0。该结果可为中国先进研究堆（CARR）的新燃料组件运输容器的研发提供参考依据。     

CEFR堆芯燃料组件抗震试验方法研究

为了验证中国实验快堆（CEFR）堆芯燃料组件的抗震性能,保证地震下结构完整性和气密性,必须研究制定兼具代表性和包络性的堆芯组件抗震试验方法。本文基于俄罗斯组件耐振试验方案分析,结合国内试验规范和堆芯实际约束条件,提出了一套新的组件抗震试验方法,并通过分析计算论证新方法的合理性。结果表明：新方法的试验结果是保守的,可保证在相同地震输入下单组件应力、冲击响应基本能包络处于堆芯组件群中的组件响应,新方法要求单根组件分别在刚性台架和柔性台架上依次完成抗震试验。本文结果对快堆堆芯组件的抗震试验研究具有重要指导意义。     

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。     

CEFR燃料组件的两种试验件通过验收

为CEFR燃料组件模拟运输用的试验件和燃料组件安装调试用的试验件于2002年完成施工设计,并于2003年3月在上海第一机床厂加工完毕通过了验收,前者为CEFR燃料组件从满洲里运至北京而进行的模拟运输提供试验件,它的结构几何尺寸、质量和加工与堆用燃料组件几乎完全相同,不同的只是燃料采用代用材料;后者主要用于CEFR堆芯燃料组件的试安装、水力学调试、吊装运输以及对销冷却进行过滤,除去在安装、调试中进入堆芯内的杂质,完成上述任务后,方可将正式的燃料组件装入堆芯。这种试验件外形尺寸和重量与正式燃料组件完全一样,这样便可模拟燃料组件的安装和吊装运输,但它的内部结构不同于正式的燃料组件,它通过内部的节流装置和过滤器分别进行水力学调试和清除堆芯钠冷却剂中的杂物。     

核燃料元件临时贮存临界安全分析

利用蒙特卡罗通用软件包(MCNP)计算分析了某研究堆、核电厂燃料元件和燃料芯块在正常情况和事故条件下临时贮存在某设施中的临界安全水平。给出了在该设施中可贮存的燃料元件富集度临界限值。计算了栅距和水密度等对临界系数的影响,并对几种燃料芯块贮存方案进行了比较。分析表明:在正常情况和事故条件下燃料元件在该设施中的贮存临界安全可靠;设施中可贮存燃料元件富集度限值为7.44%;随富集度增大,keff近似成一次递增、二次衰减关系;随栅距d变大,keff近似成线性衰减关系;对于不同富集度的燃料芯块,不同富集度的燃料应分区存放,且应避免将富集度高的燃料放在中心区域。     

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。     

CEFR流量1区燃料组件管脚流量分配数值模拟

为提高堆芯流量分配的精度,通过CFD数值模拟软件CFX,应用标准 k-ε 湍流模型及SIMPLE算法对中国实验快堆1型小栅板联箱、节流件及流量1区管脚的流量分配进行三维数值模拟。在已有研究基础上,模拟过程中考虑了材料的壁面效应对压降的影响,使模拟工况更接近实验真实情况。与已有实验结果进行对比时,考虑了重力压降、沿程压降及局部压降,对模拟结果进行了系统误差修正。由计算结果可知：节流件及小栅板联箱的压降计算结果与修正后的水力台架实验结果符合较好。在本文的管脚布置情况下,1、5、6号组件的平均流量比2、3、4、7号组件的平均流量低3.8%。根据模拟计算结果可更准确地预测堆内最热管的流量分配情况,可为今后的水力实验提供参考。     

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。      

核燃料贮存临界安全实验研究

核燃料贮存临界安全实验研究史永谦林生活赵品台沈雷生罗椿英薛小刚阎凤文王文升刘振华＊（中国原子能科学研究院）关键词核燃料仓库临界安全实验研究在核燃料仓库内，一般都存放一种２３５Ｕ富集度的核燃料，并必需确保其临界安全。除了进行临界安全计算外，根据核安全法...     

CEFR堆芯组件研制工作进展

2001年初,快堆工程部组织选厂,进行材料及组件研制,截至2001年11月底,已完成了热压碳化硼芯块、元件棒包壳管、六角形外套管、元件棒定位绕丝及核级固溶棒的试制,并加工了2组碳化硼屏蔽组件、2个不锈钢反射层组件的管脚,供堆外水力学和结构稳定性试验用,3根碳化硼元件棒供堆内快中子辐照用。试制取得了成功。 快堆堆芯组件结构材料为核级316（Ti）不锈钢,化学成分要求严格,金相组织要求高,六角管及包壳管的尺寸精度高,表面质量高,几乎无缺陷。碳化硼芯块为核级,在化学成分、密度、晶粒度、尺寸公差、碳硼比等方面要求亦很高。经上钢五厂、上海异型钢管厂、上海钢研所及中南大学粉冶所的努力,生产出了合乎质量要求的产品。     

三门核电一号机组新燃料组件在冲洗井中临时存放的临界安全计算

新燃料贮存主要涉及到的核安全问题是临界安全。对新燃料组件临时存放的方案进行临界安全计算时必须考虑两项独立事件的情况下组件的临界安全。采用SCALE对三门核电将首炉新燃料组件存放于冲洗井中的方案进行了临界计算。计算结果显示,即使在极限的两项独立事件同时发生的前提下,三门核电首炉机组的燃料组件在冲洗井中存放的临界安全也是有保障的。     

压水堆燃料组件临界热流密度验证实验

开展压水堆燃料组件5×5棒束非均匀加热临界热流密度实验;介绍大型热工实验装置、5×5全长棒束非均匀加热实验本体和实验方法,并与哥伦比亚大学HTRF装置临界热流密度(CHF)实验数据及CHF关系式预测进行比较。实验结果表明:大型热工实验装置与HTRF装置CHF实验结果具有较好一致性。     

CNSC乏燃料组件运输容器临界安全分析

临界安全作为乏燃料组件运输容器的一项重要安全指标,需经过计算和分析以判断其是否满足法规标准。为分析中国核工业集团有限公司(China National Nuclear Corporation,CNSC)乏燃料组件运输容器临界安全设计是否满足《放射性物品安全运输规程》的要求,使用蒙特卡罗程序MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)构建了保守临界计算模型,对正常和事故工况下CNSC乏燃料组件运输容器进行了临界计算分析。分析表明:正常运输条件下单个货包和货包阵列的k_(eff)最大值为0.804 25,小于次临界限值,临界安全指数为0;事故工况下单个货包和货包阵列的k_(eff)最大值为0.813 17,小于次临界限值,临界安全指数为0。可见,正常和事故工况下,CNSC乏燃料组件运输容器的keff最大值均小于0.94的次临界限值,临界安全指数为0,满足法规标准要求。     

压水堆燃料组件安全运行保障措施分析

通过对燃料组件进行设计、制造、运行、辐照后检查多方面的分析,提出当前保障燃料安全运行体系改进的方向,特别提出加强燃料组件拆卸检查、池边检查、热室分析的建议。对于自主化燃料组件,从燃料棒下端部防止磨蚀、改进防异物设计、增强组件结构强度等方面提出了相关建议。