红沿河核电厂1号机组首次18个月换料启动物理试验分析

红沿河核电厂1号机组首次实施了18个月换料后启动物理试验。结果表明:18个月换料理论预计值与实测结果符合良好,验证了堆芯换料设计的准确性。将18个月换料与年度换料启动物理试验结果进行了比较,指出18个月换料后堆芯特性的变化并进行了分析。     

红沿河核电厂2号机组首循环寿期中启动物理试验结果分析

因电网调峰能力不足,红沿河核电厂2号机组首循环运行过程中,于2014年1~3月进行了卸料不换料停机检修,再启动阶段进行了临界、零功率和升功率物理试验,验证了循环寿期中反应堆重要堆芯设计参数。该文叙述了红沿河2号机组反应堆首循环寿期中卸料不换料后启动物理试验理论计算与现场试验,验证了寿期中启动物理试验理论计算值与实测结果的符合程度,分析了反应堆相关参数在寿期初与寿期中随燃耗变化特性。试验结果表明,理论预计值与实测结果符合良好,偏差满足验收准则。     

压水堆换料设计优化软件工程实用化改进及验证

目前国内外开发的堆芯换料设计优化软件没有考虑实际的换料设计要求、现场运行要求及相关安全事故分析限制,导致这些优化软件都未能真正应用。研究结合实际换料设计工程经验,摸索分析了堆芯装载方案与主要换料设计要求、现场运行要求以及安全事故分析限制(主要是反应性事故限值)之间的关系,对主要影响因素进行了定量分析,总结了判断依据和经验,并将其用于特征统计算法换料设计优化软件中,成功开发了可直接应用于实际换料设计的优化软件。通过工程检验表明,结合本研究成果的换料设计优化软件高效实用,可直接用于实际核电厂的堆芯换料设计。     

AP1000核电厂灵活循环燃料管理策略研究及应用

我国核电装机容量逐年稳步扩增,核电厂参与电网调峰愈加频繁,固定的换料周期逐渐难以满足核电厂经济运行的需求。本文基于AP1000核电厂18个月堆芯装载方案,设计了±1个月和±2个月的灵活周期堆芯装载方案,完成方案的安全性限值与燃料经济性评价,开展完整的安全分析。结果表明,堆芯设计满足安全相关验收准则的要求,全面论证了灵活循环燃料管理策略的安全性和可行性。本研究为AP1000核电厂灵活循环周期运行提供了技术支撑,灵活循环周期运行即将在海阳核电厂中工程应用。     

长循环燃料管理对硼和水补给系统的影响分析

压水堆核电厂随着燃料经济性要求的提高和换料方案的优化,实施了长循环燃料管理,带来了相关参数的变化.本文遵照硼和水补给系统设计准则的要求,对其系统容量和能力重新进行了计算和验证.论证结果表明原有的核电厂硼和水补给系统设计基本满足长循环燃料管理的要求.     

福清核电厂1、2号机组安全壳整体泄漏率试验充压和降压速率优化的分析和研究

福清核电厂1、2号机组安全壳整体泄漏率试验在换料大修期间进行并作为大修关键路径的主线工作,而安全壳整体泄漏率试验的充压和降压速率是影响主线工作的重要因素。为提高机组的可利用率和经济性,基于法规和标准的要求,结合同类型机组的经验反馈对安全壳整体泄漏率试验进行优化,分析和研究试验中充压和降压速率提升的可行性。     

北方某核电厂升功率物理试验优化的论证及实施

在核电厂反应堆换料后提升堆芯功率的物理试验中,在不同的功率平台氙浓度的分布需要等待24h才能稳定。随着软件的升级,已经可以计算氙毒未稳定情况下的理论数据库。本文采用SCIENCE软件对不同功率平台不同运行时间间隔的通量图试验结果进行模拟计算,理论分析表明,机组在功率平台稳定6h进行物理试验是满足安全要求的。根据该电厂1号机组第4循环首次启动物理试验的结果进行分析比较,得出结论:在不同的功率平台,堆芯连续稳定运行6h后,进行通量图测量试验是可行的。     

核电厂定期试验周期延长论证

核电厂换料周期延长后,换料大修期间执行的定期试验项目周期也将调整。本文介绍了定期试验周期延长论证的筛选原则和论证方法。以安全壳喷淋系统为例,采用可靠性分析法论证定期试验周期延长的可行性。定量化分析结果表明,定期试验周期延长导致的系统可用度降低是可以接受的。     

特征统计算法换料优化程序CSA针对实际工程设计要求的改进研究

为了将自主开发的特征统计算法(CSA)燃料管理优化程序用于实际核电厂堆芯换料设计,需要针对换料设计中的一些特殊工程要求进行相应的改进。本文以岭澳核电站堆芯为计算模型,针对这些工程要求对原有CSA程序进行了改进开发,并分别在无可燃毒物堆芯、有可燃毒物堆芯以及平衡循环堆芯换料设计问题上进行了测试验证。最终的结果证明,CSA程序经过相应的改进后,完全可以真正用于核电厂堆芯换料设计和优化。     

采用哑棒修复燃料组件的核特性分析方法及其工程应用

在核电厂正常运行过程中,由于一回路杂物的存在或燃料操作失误,出现了少量燃料棒损伤的情况,通过采用哑棒替换损伤燃料棒可修复损伤燃料组件并回堆使用,可避免降低核电厂运行经济性。本文通过模拟采用不锈钢和锆合金哑棒替换破损燃料棒对燃料组件进行修复,分析修复后燃料组件中子学特性及修复燃料组件对堆芯运行核特性参数的影响机理,评估采用哑棒修复燃料组件并回堆使用对堆芯运行安全的影响,对采用哑棒修复燃料组件建立了完整的核设计分析方法和流程。该方法对采用哑棒修复燃料组件的核设计分析具有广泛的适用性,对采用修复燃料组件的堆芯换料设计具有实际的指导意义。该分析方法和流程的建立在国内反应堆物理分析领域尚属首次,目前该技术已应用于恰希玛一期核电厂堆芯换料设计的工程实践。     

压水堆核电厂堆外源量程探测器计数率分析

压水堆核电厂启动过程中,次级中子源为堆外源量程探测器提供本底计数率,避免测量盲区,确保反应堆安全启动。但次级中子源的引入会为核电厂带来较大的经济和环境负担,同时也需承受次级中子源破损等带来的风险。为此,可使用受辐照燃料组件的自发裂变中子源进行替代,即无源启动方式。通过研究堆外源量程探测器计数率的理论计算方法,并基于运行电厂测量数据进行分析验证,为源量程探测器计数率的理论预估提供了较为完善的理论方法流程。本文结果可为无源启动源量程探测器计数率分析提供支持,同时也可用于次级中子源装载量或布置位置的优化分析等。     

The Fort St. Vrain high temperature gas-cooled reactor: IV. Rise to power test program

The general outline and operation history of the overall startup test program is presented with emphasis on the rise to 70% power (upper limit currently allowed by Nuclear Regulatory Commission (NRC)) portion. The rise to power test program commenced in April, 1975 and was suspended a few weeks later for almost a year. The tests at 70% were completed in April, 1978 with an additional two months added for investigation of a core temperature fluctuation phenomenon. The plant has been refueled, core restraint devices have been installed and it is awaiting NRC release to proceed to 100% power.     

The Fort St. Vrain high temperature gas-cooled reactor: VI. Evaluation and removal of primary coolant contaminants

The general outline and operation history of the overall startup test program is presented with emphasis on the rise to 70% power (upper limit currently allowed by Nuclear Regulatory Commission (NRC)) portion. The rise to power test program commenced in April, 1975 and was suspended a few weeks later for almost a year. The tests at 70% were completed in April, 1978 with an additional two months added for investigation of a core temperature fluctuation phenomenon. The plant has been refueled, core restraint devices have been installed and it is awaiting NRC release to proceed to 100% power.     

核电站仿真技术在反应堆控制系统调试中的应用

针对核电机组实际启动前无法建立动态运行工况而导致无法对反应堆控制系统(RRC)的组态设计进行评估及分析的问题,介绍了利用反应堆热工水力仿真模型、Labview图形化虚拟仪表编程语言和DAQ数据采集技术研发的RRC仿真测试平台,通过将该测试平台与核电站的实际数字化仪表控制系统(DCS)机柜相连,对实际的RRC实施了单步和关联运行测试,实现了RRC功率运行或瞬态工况下的逻辑预演和动态评估,并逐一排查了大量设计错误或不符合项.岭澳二期核电站3/4号机组的应用实践证明,利用核电站仿真技术对RRC进行调试,可有效降低机组功率运行的大瞬态试验风险,缩短启动工期.     

Future HTGR developments in China after the criticality of the HTR-10

Nuclear power has a great potential to develop in China because of China's fast economic increase. HTGR will be the most promising nuclear reactor to apply in the future Chinese market. After the initial criticality of the HTR-10, subsequent research and validation of the HTGR performance is by hot commissioning tests and power operation, safety demonstration experiments, R&D of gas turbine and process heat application technologies, and promotion of industrial application of HTGR technologies. The commercial prototype HTR-PM is under study and conceptual design has started. These activities will result in the safe and economic development of HTGR technologies in China.     

数值反应堆的研究现状与发展建议

数值反应堆技术是基于多物理紧耦合的高精度、高分辨率、高置信度的高保真数值模拟技术,其目的是实现核反应堆内物理现象的精确数值呈现和分析,大幅度提高核反应堆的设计能力和安全运行能力,用数值技术驱动核能技术的快速发展。本文总结了国内外数值反应堆技术的研究现状,提出了数值反应堆技术的发展建议。     

CPR1000机组定期试验优化方法研究

针对中国改进型三环路压水堆（CPR1000）机组安全系统定期试验存在的问题，结合机组安全分析、定期试验设计方法，提出CPR1000机组定期试验的优化方法。针对机组典型仪控报警[余热排出系统（RRA）未隔离且反应堆冷却剂系统高压（RRA 504KA）]定期试验，分析了该定期试验存在的问题；基于本文提出的优化方法，提出了优化方案，并对该优化方案进行了安全分析。安全分析结果表明:该优化方案是可行的。      

核电厂电仪设备延寿再鉴定试验研究

在核电厂电气仪表设备（简称电仪设备）环境鉴定研究成果的基础上,开展核电厂电仪设备延寿再鉴定分析和试验研究。以秦山第一核电厂DDG-1型电气贯穿件（EPA）为研究对象,根据运行实际制定了再鉴定试验研究的遵循原则,在此原则下结合分析法确定了试验方案和试验项目序列以及EPA修复依据和方案,并在此基础上开展再鉴定试验研究。适当修复后的DDG-1型EPA按试验大纲依次通过了设备性能随时间变化的试验、抗震试验、设计基准事故（DBA）条件下热力学试验和DBA后极限电性能试验,试验后状态完好,表明该DDG-1型EPA经适当修复后能够完成继续延寿20 a的预期目标,可为核电厂其他电仪设备再鉴定试验研究提供指导和借鉴。      

核动力设备优化设计研究

降低核动力装置的重量可提高动力装置的综合性能,这也是评价核动力装置技术水平的一重要指标。蒸汽发生器和稳压器是核动力装置中的重要设备,本文以两个设备重量之和最小为目标,采用改进复合形优化方法对其进行优化设计。结果显示:与母型相比,优化设计方案的总重量减小了20.4%,优化效果显著。同时比较了设备耦合优化与单设备优化的差异,分析了设备重量受运行参数影响的敏感性,为工程设计提供参考。