事故情况下RBMK主系统的热工水力性能

高通道功率反应堆（RBMK, Reactor Bolshoy Moshchnosty Kipyashiy）是沸腾轻水冷却、石墨慢化的热堆。使用低富集度的铀燃料棒组成18根一组的承压燃料通道（FC）。锆一铌合金包壳将冷却剂通道密封起来以保持冷却剂压力，并植入具有方形截面的块状石墨中。1600多个植入了燃料通道的石墨堆栈构成了堆芯，通过一个不锈钢箱体封装进反应堆承压容器内。     

小型可运输长寿命铅铋冷却快堆堆芯设计研究

为满足偏远地区供电需求,提出了一种小型可运输长寿命铅铋冷却快堆（STLFR）堆芯设计方案,额定热功率为20 MW,在不换料条件下可运行18 EFPY（有效满功率年）。为减小堆芯体积,堆芯采用蜂窝煤型燃料组件,内设若干冷却剂管道,管外为燃料,实现了较高的堆芯燃料体积占比。为展平堆芯径向功率分布,将堆芯燃料区沿径向划分为三区,分别采用不同的冷却剂管道尺寸。为降低堆芯高度,设计使用含高富集度⁶Li的液态锂作为吸收体的液态吸收体控制系统。为降低初始剩余反应性,在堆芯控制组件与安全组件中布置两组固定式可替换吸收体,分别在堆芯燃耗1/3和2/3寿期时替换为固定式反射体。提出的堆芯设计方案在整个运行寿期内满足热工设计限值,控制系统和安全系统能独立满足堆芯控制和停堆要求。采用准静态反应性平衡方法对5种典型无保护事故工况进行分析,初步证明了堆芯具有固有安全特性。     

ADS铅冷却剂临界装置堆芯物理设计

为研究加速器驱动次临界反应堆系统(ADS)次临界堆芯与靶的耦合特性,以验证设计方法和计算程序,本文构建了ADS特有的快中子谱、较高能量放大系数及负温度系数的铅冷却剂临界装置堆芯,以用于开展不同富集度燃料特性、不同外源能谱与强度条件、不同实验样品的反应性影响、中子源与堆芯耦合特性等实验研究。确定了燃料元件构造、靶区结构、堆芯布置、反射层结构与价值、安全控制及反应性价值等物理参数,为下一步ADS铅冷却剂临界装置研制及实验研究提供了工程实施依据。     

对CANDU6型核电厂应急堆芯冷却系统抗震设计要求的思考

1CANDU6堆应急堆芯冷却系统的抗震设计要求CANDU堆是用天然铀作燃料、用重水作慢化剂和冷却剂的一种反应堆（见图1）。堆芯的压力边界是由数百根直径为10cm的压力管组成，每个压力管内装有12或13根短的燃料棒束（0．sin）在墨厚为0．44cm压力管的外边套有厚为014cm的排管容器排管，在排管容器排管和压力管之间是隔热的充气环形气隙，用来减少传至侵化剂的热量损失。重水冷却剂流经压力管带走核裂变产生的热量，而排管容器排管浸泡在重水慢化剂中。应急难芯冷却系统（ECCS）是一旦出现冷却剂装量减少到不能保证燃料冷却时用于冷却难内…     

CARR导流箱设计

CARR导流箱（见图1）是堆本体的重要组成部件。导流箱作为CARR分配主冷却剂容器，既是反应堆系统压力边界的一部分，又是堆芯容器自然循环冷却系统的组成部件；并为反应堆内的冷却剂入口总管、垂直孔道、2根停堆安全棒、堆芯容器、自然循环瓣阀等设备提供支撑定位。     

小型轻量化铅铋反应堆燃料组件几何结构研究

燃料组件的几何结构和栅格参数显著影响铅铋反应堆的物理/热工特性,采用不同几何结构燃料组件的堆芯在相同换料周期、热工限值约束下的临界尺寸、燃料装载量存在差异。本文开展小型轻量化铅铋反应堆的燃料组件几何结构研究,通过建立铅铋反应堆堆芯模型,选取棒束型、环形、蜂窝煤型燃料组件方案,比较分析了3种方案在堆芯尺寸、燃料装载量、冷却剂流通面积、包壳和气隙体积相同和在换料周期为10 a、稳态热工安全裕量基本一致条件下堆芯的燃耗特性、反应性系数、稳态热工特性参数。结果表明：相比于棒束型与环形燃料组件,蜂窝煤型燃料组件良好的稳态热工特性与较硬的中子能谱,采用蜂窝煤型燃料组件的堆芯可以实现更小的堆芯尺寸及燃料装载量,具备显著的膨胀负反馈,同时能够有效展平功率分布和降低堆芯压降,是有利于铅铋反应堆小型化及轻量化的燃料组件方案。     

铅基全陶瓷微封装弥散燃料堆芯概念设计初步研究

为了充分利用全陶瓷微封装弥散燃料(FCM)的耐事故特性,进一步提高铅基反应堆的安全性,将FCM应用于铅基冷却剂反应堆中,给出了铅基FCM堆芯的初步概念设计,并与传统铅基UO₂燃料堆芯在燃料装量、燃料利用率、能谱及反应性等方面进行了对比分析。对比结果表明,FCM对堆芯能谱有少量的慢化效果,同时需采用高富集度UO₂燃料核芯以保证堆芯235U装量满足能量输出需求,采用FCM堆芯235U装量较UO₂堆芯有相应降低,燃料利用率进一步提高。最后对铅基FCM堆芯布置进行功率展平优化,通过径向FCM相体积分区对堆芯功率进行了展平。计算结果显示,堆芯功率峰因子(F_Q)由2.43降低至1.93,堆芯核焓升因子(FD_H)由1.79降低至1.33。     

铅冷小堆堆芯初步设计

铅及铅基材料作为反应堆冷却剂,有着优良的中子学性能和热工性能。欧盟、俄罗斯、美国、韩国、日本、中国等国家均投入了大量的人力和物力研发铅冷快堆。本文旨在提出一种铅冷小堆堆芯初步设计方案。本文使用西安交通大学研发的快中子反应堆中子学计算分析软件包SARAX进行堆芯中子输运、燃耗、反应性系数和动力学参数等中子学计算分析。为了满足紧凑型、轻量化的特点,选择了高富集度的燃料;为了展平功率,选用了两种富集度的燃料组件。采用一组控制棒组件和一组停堆棒组件控制反应性,控制棒选用对快区和热区中子具有良好吸收能力的B_4C作为中子吸收体,在紧急停堆棒中增加了高密度中子吸收体材料钨,以实现堆芯的反应性控制以及紧急停堆需求。对堆芯中子学参数的计算结果分析表明:堆芯能满足6EFPY的寿期长度的要求,在整个寿期内k_(eff)下降0.014 4,波动较小;在寿期内实现了锕系元素的减少和~(239)Pu的明显增加。在整个循环内,冷却剂密度系数、冷却剂空泡价值和膨胀系数等重要反应性反馈系数均为负;设计的控制棒以及安全棒组件能够提供足够的控制价值;在整个寿期内,堆芯满功率运行时,最高包壳表面温度、最高燃料中心温度、线功率密度等参数没有超过限值,并留有充足的设计裕量。表明本初步设计在整个寿期内的主要中子学参数满足安全要求。     

破损燃料组件修复后的物理和热工计算分析

以采用AFA3G燃料组件的中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电机组为研究对象,对装入反应堆后的正常燃料组件和修复燃料组件的堆芯物理和热工性能进行分析评估。结果表明:燃料组件内更换1根燃料棒对燃料组件反应性的影响小于-0.03%,该影响可以忽略;修复的燃料组件在换棒位置周围的燃料棒相对功率略微升高约5.6%;燃料组件内更换1根不锈钢棒对燃料组件的相对功率影响约为0.1372%~0.2698%,对组件燃耗的影响大约为0.11%,对堆芯慢化剂温度系数的影响大约为0.03%,对组件出口慢化剂温度的影响大约为0.03%;对堆芯功率峰因子、堆芯临界硼浓度、堆芯停堆裕量和堆芯出口慢化剂温度基本没有影响。     

小型可运输长寿命铅铋冷却快堆堆芯设计研究

为满足偏远地区供电需求,提出了一种小型可运输长寿命铅铋冷却快堆(STLFR)堆芯设计方案,额定热功率为20 MW,在不换料条件下可运行18 EFPY(有效满功率年)。为减小堆芯体积,堆芯采用蜂窝煤型燃料组件,内设若干冷却剂管道,管外为燃料,实现了较高的堆芯燃料体积占比。为展平堆芯径向功率分布,将堆芯燃料区沿径向划分为三区,分别采用不同的冷却剂管道尺寸。为降低堆芯高度,设计使用含高富集度~6Li的液态锂作为吸收体的液态吸收体控制系统。为降低初始剩余反应性,在堆芯控制组件与安全组件中布置两组固定式可替换吸收体,分别在堆芯燃耗1/3和2/3寿期时替换为固定式反射体。提出的堆芯设计方案在整个运行寿期内满足热工设计限值,控制系统和安全系统能独立满足堆芯控制和停堆要求。采用准静态反应性平衡方法对5种典型无保护事故工况进行分析,初步证明了堆芯具有固有安全特性。     

先进的规则床模块式高温气冷堆概念

规则床模块堆是燃料球呈规则堆积的一种先进的模块式高温气冷堆设计。燃料球在平面上成正方形排列,四个球的中心是次一层球的位置,形成正四棱锥堆积。当燃料球落入被做成一定几何形状的堆芯空腔时,就自动形成规则堆积。燃料球可以从反应堆顶部装入和卸出,能够在较短的停堆时间内完成换料操作。规则床堆芯是一种密实体,具有很强的结构适应性和稳定性。在模块化设计中,保持非能动冷却和限制最高燃料温度的条件下,它能够提高输出功率和降低堆芯压降,同时还兼有球形燃料堆和柱状燃料堆的主要优点。本文介绍规则堆积床特性和预测规则床模块堆的设计性能。     

一种适用于小型长寿命自然循环铅基快堆的冷却剂研究

以小型化、长寿命、自然循环为铅基快堆的设计目标，构建100 MWt铅基快堆堆芯模型并开展冷却剂选型研究，选取Pb同位素/混合物及Pb-Bi混合物，分析比较了采用不同冷却剂堆芯的物理特性与自然循环特性。结果表明：得益于²⁰⁸Pb在高能区小的非弹性散射截面与中低能区极小的中子俘获截面，加之Bi较小的中子俘获截面，采用²⁰⁸Pb-Bi冷却的铅基快堆堆芯在30满功率年运行周期内的燃耗反应性损失最小，增殖性能最佳，且具备负值较大的空泡系数、冷却剂温度系数和较大的有效缓发中子份额，可装载较低富集度或较少量燃料，有利于堆芯小型化、长寿命和固有安全性；²⁰⁸Pb-Bi相比Pb冷却的铅基快堆具备更强的自然循环能力、更弱的材料腐蚀、更宽的运行温度区间，有利于反应堆安全运行与维护。高²⁰⁸Pb丰度的铅可以从钍矿石及钍铀矿石中提取，极大降低了²⁰⁸Pb的分离提取难度。     

模块式小堆超压风险及设计优化研究

模块式小堆采用带直流蒸汽发生器（OTSG）的一体化堆芯设计。OTSG具有传热面积大、设备体积小、蒸汽品质高的优点,然而因其二次侧水装量小、热惯性差,当反应堆发生二次侧排热减少时,反应堆冷却剂系统（RCS）可能存在超压风险。紧凑的一体化布置使得堆芯应对冷却剂受热膨胀的能力减弱,进一步增大RCS超压风险。本文采用RELAP5程序对模块式小堆的超压风险进行了研究。研究结果表明,模块式小堆在二次侧排热减少事故中会出现RCS超压现象,其中汽轮机事故停机导致的超压后果最为严重。波动管的流通面积对于RCS压力有着显著影响,合理地设计波动管流通面积可缓解RCS超压。     

核电厂堆芯出口温度测量表征性分析

堆芯出口温度测量对于掌握反应堆运行状态有着重要的意义，本文通过计算流体动力学（CFD）方法对堆芯出口温度测量的表征性进行分析。通过对燃料组件及仪表管结构进行模拟计算，获得了仪表管内冷却剂流场和温度分布；通过对9种典型功率分布下堆芯出口温度测量结果的定量分析，获得了堆芯出口温度表征性与燃料组件功率的关系。结果显示，测点平均温度与燃料棒功率基本呈线性关系，其测点温度随燃料棒功率的增加而增加，测温表征性随燃料棒功率的升高而变差。研究结果为堆芯出口温度测量的校正提供了一定的依据。     

超临界轻水冷却快堆的增殖比分析

本研究的目的是分析超临界压力轻水冷却快堆（SFPR）的增殖比和设计一个SFPR增殖堆芯。分析了堆芯参数对增殖比的敏感性。堆芯设计采用耦合的二维R-Z中子学和多通道热丁水力计算方法。对增殖比具有高敏感性的参数是燃料棒直径和空心柱状增殖燃料的冷却剂管直径。空心柱状燃料组件是指冷却剂在管内流动、燃料容纳在管外的“壳内管”燃料组件。为了增加重金属份额，考虑采用空心柱状增殖燃料。调换燃料和冷却剂的位置以增加空心柱状增殖燃料区内的重金属份额。带有棒状燃料增殖区的SFPR的增殖比为1．021，带空心柱状燃料增殖区的增殖比为1．034。当点火区和增殖区都由空心柱状燃料元件构成时，由于燃料体积份额高增殖比可达1．046。采用空心柱状燃料堆芯，反应堆功率也增加了。但即使点火区和增殖区都由棒状燃料组成，SCFR仍然可以是增殖堆。     

CFD技术在国外燃料组件热工水力性能及格架研制中的应用

从反应堆堆芯中导出核裂变产生的热能是为了利用这些热能，也是安全的需要。反应堆热工水力研究的任务之一是研究改进和增强堆芯中燃料组件与冷却剂流体换热能力的方法，以提高燃料元件在安全的原则下的发热功率，或在一定的功率负荷下。使燃料元件有较大的安全裕度。     

超临界水冷堆CSR150概念设计

超临界水冷堆（SCWR）是第IV代核能系统候选堆芯之一。在中国核动力研究设计院提出的中国超临界水冷堆（CSR1000）概念设计方案的基础上，提出了超临界技术示范堆（CSR150）概念设计方案。本文开展了CSR150堆芯设计研究，堆芯采用45盒燃料组件设计，通过燃料富集度分区及双流程冷却剂流动方案设计，提升冷却剂出口温度并降低燃料包壳温度。研究分析表明，本文方案中功率分布、燃料包壳温度等关键参数满足CSR150设计目标和设计准则要求。     

超临界水堆的燃料组件设计研究

与现有的轻水堆相比,欧洲高性能轻水概念堆（HPLWR）不但具有更高的系统压力（超过水临界点）,而且具有更高的堆芯冷却剂温升和堆芯出口温度,因此,发电厂汽轮机的发电功率和热效率也更高。在HPLWR中,有7种以上的因素会导致堆芯冷却剂密度发生强烈变化,因此需要为其开发新型燃料组件。系统的设计研究表明：在减少结构材料、优化慢化剂一燃料比和展平燃料棒功率等方面,布置有两排燃料棒及一个中心位置的慢化剂盒的方型燃料组件是最佳的。利用中子学和热力学分析,已完成了HPLWR燃料组件的详细力学设计。此外,提出了上管座、下管座、蒸汽腔室、下部搅混腔室以及下堆芯板等概念设计,组成HPLWR特殊的流体通道。这种设计不仅实现了慢化剂与冷却剂相向流动时的防漏,而且实现了不同介质流的均匀混合。燃料组件设计概念可作为关键部件,用于所有HPLWR的先进堆芯设计。     

工业加速器驱动次临界嬗变堆的设计分析

加速器驱动次临界嬗变堆是嬗变处置高放长寿命核素的有效装置之一。为高效嬗变次锕系核素(MA),本文提出一种工业加速器驱动次临界嬗变堆的设计方案,该方案采用铅铋合金作为冷却剂和散裂靶材料,燃料采用金属弥散体形式,堆芯采用三区不同惰性基质份额布料方案,运行功率为800MWt,循环长度为600有效满功率天,MA的嬗变率可达到328.8kg/a。     

在冷却剂流量降低时高温气冷堆仍然安全

【日本原子能研究所网站新闻2003年10月21日报道】 目前,日本原子能研究所正在利用高温工程试验堆(HTTR)进行高温气冷堆固有安全性验证实验,这也是文部科学省革新性原子能系统技术开发的一部分。迄今为止,日本原子能研究所进行了几次降低冷却剂流量实验,验证了高温气冷堆的固有安全性。即,即使在急速降低堆芯冷却剂氦气流量的情况下,反应堆的功率会随着冷却剂流量的降低而降低,而不必使反应堆停堆,从而避免了堆芯温度的大幅上升。 堆芯冷却剂流量降低是典型的反应堆异常工况。而高温气冷堆具有以下特性,即在慢化剂石墨和燃料温度上升时,燃…