反应堆燃料组件解体技术研究

充分考虑反应堆燃料组件结构特点,提出了一种先翻转、再拆卸下管座、最后拔取燃料棒的解体工艺,并设计了与解体工艺相对应的专用工具。采用集成化的思路,使所有设备均布局在投影面积仅为1.2 m~2的面积以内,既满足了现场安装条件的限制,又保护了乏燃料水池已有设备。采用该技术顺利完成了水下6 m处反应堆燃料组件的解体工作。     

反应堆燃料组件破损检查装置

反应堆在运行中发现冷却剂中的放射性水平增高,在确信燃料棒有破损的情况下,就要停堆,找出破损组件。进而找出破损单棒。然后,或是通过调换破损单棒,使破损组件修复继续参加运行,或是将破损组件另行存放,不再运行。为了积累燃料组件破损检查装置的设计经验,同时为了检查一批存放已久的考验燃料组件,以对燃辩组件的质量做出评价,我们设计安装了燃料组件破损检查装置。并进行了校核模拟试验和正式的检查。     

VVER反应堆燃料组件流动传热特性CFD分析

采用计算流体力学（CFD）方法对俄罗斯水-水高能反应堆（VVER）先进燃料组件（AFA）的流动传热特性进行模拟,获得了额定工况下燃料组件冷却剂流场、流动压降和温度分布等。结果表明:与内部含交混翼的格架相比,AFA燃料组件定位格架的压力损失较小;定位格架围板导向翼附近存在滞流现象,导致燃料组件外围区域冷却剂温度偏高;不同的测量管周向棒功率比K_c对燃料组件出口冷却剂温度的测量值有较大影响。该分析结果可为核电厂堆芯温升预警值ΔT_t的设定提供参考。      

堆芯跌落事故下反应堆结构功能性评定

堆芯跌落事故会造成堆芯吊篮及支承结构跌落并对压力容器内表面形成冲击,为保证反应堆功能完整性,采用Ludwik扩展来拟合材料应力–应变曲线,考虑堆芯自重、浮力、热膨胀等因素的影响,计算了材料在冷态和热态条件下的应变率,求得堆芯跌落引起的冲击载荷为8294482 N(冷态)和6064537 N(热态),小于压力容器可承受的许用冲击载荷。求得跌落高度为47.44 mm(冷态)和27.63 mm(热态),小于堆芯上板定位销与燃料组件有效配合长度。对受压组件进行了稳定性分析,均不发生屈曲现象。评定结果表明堆芯跌落事故不会影响堆芯功能性。     

秦山核电厂反应堆燃料组件的流量平衡试验研究

本文描述了对我国第一台自己设计建造的三十万千瓦压水堆核电站采用的燃料组件之间的流量平衡进行了一系列的水力特性试验研究,合理地解决了燃料组件上方四种不同结构部件间的阻力匹配,把燃料组件之间的冷却剂流量偏差调整在1％以内。同时,通过实验改进了阻力塞部件的结构设计,确定了反应堆堆芯上栅格板的开孔尺寸,测定了各种不同形式燃料组件的出口阻力系数,为秦山核电厂反应堆的热工设计和结构设计提供了可靠的实验依据。     

小型反应堆环形燃料组件设计及应用研究

小型反应堆通常具有模块化、建造周期短以及部署灵活的特点,可作为清洁的分布式能源,在供电的同时还能够实现海水淡化、区域供暖、工业供热等多种用途。环形燃料具有内外双层包壳,其双面冷却的结构形式可以显著改善燃料传热条件,有助于减小堆芯体积、提升反应堆的安全性和经济性。环形燃料应用于小堆可以充分发挥其优势,符合我国核能发展战略。本文通过一系列的比对分析确定了适用于小堆的环形燃料组件设计方案,并根据力学性能分析结果初步实现了组件结构设计;通过对两种不同类型的小型反应堆堆芯的物理、热工、安全等分析,论证了环形燃料应用于小堆的可行性。研究结果表明,环形燃料在小型反应堆中具有良好的应用前景。     

WWER—1000反应堆替代燃料组件的发展

已为ＷＷＥＲ－１０００反应堆开发出燃料组件的燃料设计方案，目的是为了确保在运行期间堆芯的几何稳定性，这种燃料组件可以增强安全，并在ＷＷＥＲ－１０００燃料循环经济学方面的提供重大改进。     

177燃料组件堆芯反应堆机械补偿控制策略研究

177燃料组件堆芯反应堆通常采用G模式运行,负荷跟踪期间需要调整堆芯硼浓度。受硼回收系统能力限制,仅在85%寿期内具备负荷跟踪能力。为改善177燃料组件堆芯反应堆负荷跟踪能力,扩大可进行负荷跟踪的寿期范围,基于177燃料组件堆芯进行了机械补偿控制策略的研究。设计了不同控制棒组布置方案,从控制棒组价值、对功率峰的影响、负荷跟踪过程中控制能力等方面进行了分析。基于优化的控制棒组布置方案和机械补偿控制策略,进行了全寿期基负荷运行、90%寿期末日负荷循环负荷跟踪以及启动过程模拟。结果表明,在适当的控制棒组布置方案下,177燃料组件堆芯可实施机械补偿控制策略,负荷跟踪能力达到了国际先进水平。      

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。 新燃料组件贮存系统由1、2号格架组成,每个格架可贮存56个(7层×8个)组件容器,一个组件容器里装2盒组件,即每个格架可贮存包括控制组件、燃料组件等在内的112盒组件。新燃料组件首先     

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。     

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。     

300#反应堆最终装载燃料组件源项评估

快速补全运行历史数据库。改进后的ORIGEN2程序及其辅助程序计算流程化,可适应短运行时段。利用其计算多个时刻反应堆最终装载下燃料组件的源项数据,以此确定反应堆乏燃料外运时间表,从而能及早开展反应堆退役相关工作。计算结果提供的数据,是外运时辐射防护评估的主要依据。     

事故容错燃料安全性能初步分析

事故容错燃料(ATF)是通过提高燃料材料热物性或包壳材料抗高温氧化性能来加强核燃料的事故容错能力,从而使核燃料能长期忍受严重事故。使用二次开发适用于ATF的RELAP5程序,对UO_2-FeCrAl、FCM-FeCrAl这两种ATF和传统核燃料UO_2-Zir-4进行大破口失水事故安全分析。对比事故分析结果可知:相较于传统UO_2芯块,稳态运行工况下,热导率高的FCM芯块具有更低的燃料中心温度和更小的燃料径向温度梯度,同时在瞬态事故工况下,FCM芯块具有更低的瞬态初始温度和更小的燃料温度增长速率。相较于传统Zir-4包壳,在瞬态事故工况下,FeCrAl的包壳峰值温度更小,达到的时间更晚,同时由于FeCrAl包壳具有良好的抗高温氧化性能,事故过程中产生的氢气质量更小。     

事故容错燃料安全性能初步分析

事故容错燃料（ATF）是通过提高燃料材料热物性或包壳材料抗高温氧化性能来加强核燃料的事故容错能力,从而使核燃料能长期忍受严重事故。使用二次开发适用于ATF的RELAP5程序,对UO₂-FeCrAl、FCM-FeCrAl这两种ATF和传统核燃料UO₂-Zir-4进行大破口失水事故安全分析。对比事故分析结果可知：相较于传统UO₂芯块,稳态运行工况下,热导率高的FCM芯块具有更低的燃料中心温度和更小的燃料径向温度梯度,同时在瞬态事故工况下,FCM芯块具有更低的瞬态初始温度和更小的燃料温度增长速率。相较于传统Zir-4包壳,在瞬态事故工况下,FeCrAl的包壳峰值温度更小,达到的时间更晚,同时由于FeCrAl包壳具有良好的抗高温氧化性能,事故过程中产生的氢气质量更小。     

基于ANSYS的燃料组件事故动力分析程序

对燃料组件事故动力分析的流程、燃料组件轴向模型以及横向排模型建立方法、轴向和横向事故动力响应计算方法、格架作用力和导向管应力计算方法进行了研究。基于有限元软件ANSYS的APDL和UIDL语言,引入参数化和模块化的思想,编制燃料组件事故动力分析程序,并采用编制的程序与专用软件分别对某型燃料组件进行对比验证。对比结果表明差异较小,均在工程允许误差范围之内;采用编制的程序代替专用软件进行燃料组件事故动力分析,编制的程序分析能力增强,效率更高。选取某电厂作为分析对象,采用编制的程序进行了实例计算,分析结果满足规范要求。      

秦山二期工程燃料组件LOCA和SSE下的事故分析

介绍了秦山二期工程燃料组件在ＬＯＣＡ和ＳＳＥ同时发生的情况下,燃料组件与组件间、组件与围板间的撞击力计算方法和结果以及燃料组件各部分的应力分析和组件的稳定性分析。     

单盒钠冷快堆燃料组件堵流事故的CFD分析

钠冷快堆大都采用金属绕丝来固定燃料组件,细长狭窄的流道容易积聚腐蚀沉积物,可能会引起钠的局部沸腾和包壳的传热恶化。本文利用商用计算流体动力学软件STAR-CCM+程序对中国实验快堆单盒燃料组件的堵流事故进行了数值模拟,分析了包壳内壁面温度与冷却剂在堵块附近的轴向流场分布,并与正常工况下的计算结果进行对比。计算结果表明：实心介质堵流危害比多孔介质更为严重;实心介质堵流事故的包壳峰值温度局部最高点始终位于堵块中心位置,而多孔介质堵流事故的位于堵块后方,且随堵块面积的增大而往下游偏移;堵块的孔隙率对包壳在堵块下游的最大温升有明显影响,随堵块孔隙率的增大而减小。     

反应堆燃料组件棒束流场的激光测试和计算

采用DANTEC 55X两维激光多普勒测速仪对反应堆燃料组件棒束流场进行了测试,获得了其不同断面处的紊流速度分布及湍流特性,并进行了理论模型计算分析,试验结果与理论计算及他人实验结果符合较好。试验模型为一正方形排列的4×4棒束,节距比S/d=1.315。测量断面位于中间支撑板上下游,测量的轴向速度正方向与水流方向一致,试验