MOX燃料在CANDU重水堆中应用可行性的研究

针对CANFLEX组件装载MOX燃料在CANDU重水堆中的应用进行了时均和瞬态验证计算。计算结果表明,最大通道功率和最大棒束功率均未超过限值。勿需对堆芯结构和运行模式做重大改变即可完成从天然铀堆芯向MOX堆芯的过渡。提出了应用MOX燃料的PWR／CANDU联合燃料循环策略。估算表明,秦山三期CANDU堆采用先进PWR／CANDU联合燃料循环,将使燃耗提高到13900MW·d／t(U);相对于PWR和CANDU堆各自独立的燃料循环,每年节省天然铀资源180t,减少乏燃料处置量约128t。     

CANDU堆应用RU的PWR/CANDU联合核燃料循环的研究

对压水堆乏燃料后处理回收铀（RU)在秦山三期CANDU堆中应用的可行性和经济性进行分析。使用ORIGEN2程序．对后处理回收铀在生产后放置不同时间后核素的成份和放射性活度进行了计算。证明RU燃料元件生产的放射性水平是可以接受的。使用DRAGON／DONJON程序对应用RU的秦山三期CANDU堆的时均堆芯和瞬时堆芯校验分析表明：采用简单的2燃耗区，2、4棒束的换料方案能满足最大通道功率、最大棒束功率限制。通过放射性分析和堆芯物理分析可以看出，秦山三期CANDU堆在不改变堆芯结构及运行模式的条件下，从天然铀(NU)燃料过渡到RU燃料是可行的。通过对秦山三期CANDU堆应用RU的经济性分析，可以看出PWR／CANDU联合核燃料循环的策略既可节约铀资源(23％)，提高燃料的能量输出(4l％)．又减少了废燃料的处置量(66％)．可大大降低核电成本。     

使用离散钍铀燃料组件的CANDU6堆物理特性初步研究

为研究钍铀燃料在CANDU6堆中的应用,采用DRAGON/DONJON程序,对使用离散型钍铀燃料37棒束组件的CANDU6堆进行时均堆芯分析。结果表明,组件采用235U富集度为2.5%的铀棒以及第1、2、3圈布置钍棒的37棒束组件,堆芯在8棒束换料、3个燃耗分区的方案下,组件的冷却剂空泡反应性较使用天然铀的37棒束组件（NU-37组件）与采用混合钍铀元件棒的37棒束组件更负;堆芯最大时均通道/棒束功率满足小于6700?kW/860?kW的限值;燃料转化能力比采用NU-37组件时更高;卸料燃耗可到达13400?MW·d/t(U)。研究表明,所设计的离散型钍铀燃料37棒束组件可用于现有CANDU6堆芯,且无需对堆芯结构及控制机构作重大改造;燃料组件和堆芯设计方案可为钍铀燃料在CANDU6堆芯的应用提供参考。      

钍燃料重水堆堆芯特性研究

现有的CANDU重水堆(简称"重水堆")以天然铀作为燃料,但重水堆由于其独特的堆芯设计,具有较好的燃料灵活性,还可以烧低浓铀、回收铀和钍等燃料。研究现有重水堆改烧钍燃料后对堆芯特性和运行安全的潜在影响。使用DRAGON程序建立了重水堆的无限栅元模型,研究比较了钍燃料和天然铀燃料的重要堆芯特性参数。结果表明,尽管2种燃料下的堆芯特性有所差异,但钍燃料利用实际上有助于提升重水堆的运行安全。     

秦山三期CANDU6机组停堆大修时热阱核安全要求分析

对秦山三期CANDU6机组停堆大修时堆芯燃料过热的敏感性进行了分析,介绍了秦山三期CANDU 6核电站1#机组101大修期间热阱的安全原则、管理细则.对停堆期间不同的堆芯余热情况下,失去冷却热阱后燃料达到过热前允许的恢复热阱时间进行了分析计算;并结合首次大修对大修期间低水位工况下停堆冷却泵连续运行、失去四级电源、临时盖板的使用等问题进行了分析,提出了具体建议.     

CANDU-6型反应堆中引入稍加浓铀的研究

为了比较稍加浓铀（SEU）与天然铀燃料的优劣，寻找最优的稍加浓铀富集度水平，本文利用WIMS-AECL和ORIGEN程序研究不同富集度的CANDU-6堆燃料在燃料循环成本、天然铀消耗量、高放废物积累等方面的表现。结果显示，采用稍加浓铀可节约20%以上的天然铀，乏燃料量减少30%以上，燃料循环成本降低50%以上；1.3%是最优的富集度水平。      

研究试验堆用于同位素生产的物理分析

本文对研究试验堆开展同位素生产进行了物理分析。分析了控制棒提棒顺序对同位素产量的影响,提出了提棒因子的概念。依据点堆模型和反应性-燃耗线性公式,得到了同位素的转换比和产量公式。最后根据这些公式,分析了高通量工程试验堆(HFETR)在高浓铀和低浓铀堆芯装载下,堆芯炉的运行寿期、燃料元件装载数量、燃料元件初始平均燃耗和堆芯功率对同位素转换比和产量的影响。结果显示,从小到大提棒、增加堆芯燃料组件盒数和功率水平均会增加堆芯同位素产量,而全年运行段数（运行段间检修时间不变）和堆芯平均初始燃耗增加则起到相反的作用。这些结果已经用于指导反应堆的堆芯装载设计。     

小型长寿命核能系统燃料物理性能的研究

本文在简要说明世界上小型长寿命核能系统研究现状的基础上,提出了使用钍-铀燃料和铅-铋冷却剂构造小型长寿命堆芯的设想,并为此进行了一系列燃料物理性能的研究.对于长寿命核能系统的堆芯物理设计,使反应性随燃耗变动最小非常重要,同时应该尽可能地提高堆芯的燃耗以满足长寿命运行的需求.本文使用MCNP和MCBurn程序详细计算分析了使用不同的初始驱动燃料、不同栅格、燃料成分和类型、富集度条件下,燃料栅元的燃耗反应性变化等性能,并对其进行了能谱、转换比、富集度变化等方面的分析,经过对比初步确定了使用钍-铀燃料构造长寿命堆芯的物理条件,并以此为起点构造出一个堆芯,计算给出了反应性空泡系数等安全参数.     

聚变-裂变混合堆设计研究

利用MCNP5和MONK9A程序对聚变驱动裂变混合堆进行了初步研究,在等离子体第1壁外侧依次包覆长方体形状的燃料组件和产氚组件,形成裂变堆芯包层和产氚区.对分别装载贫铀、天然铀、贫铀MOX和天然铀MOX等4种燃料的混合堆进行了研究分析,其中,后两种燃料在整个运行寿期内的功率放大倍数和氚增殖比满足设计要求.通过随燃耗变化的同位素含量分析,初步探讨了混合堆的铀-钚燃耗循环策略.     

微型反应堆燃料低浓化可行性初步研究

应用蒙特卡罗计算程序,模拟计算山东微堆的堆芯参数,包括keff、βeff、控制棒价值、上铍效率、内辐照中子通量以及停堆深度,计算结果与实验结果基本一致.保持微堆堆芯尺寸不变,采用低富集度UO2芯体燃料棒替换原来的高浓铀燃料棒,计算不同235U富集度下微堆的有效倍增系数keff,据此确定满足要求的UO2富集度为12.5%.在此基础上计算了富集度为12.5%的低浓堆芯参数,并与高浓堆芯参数进行了比较.结果表明,微堆燃料低浓化是可行的.     

CANDU堆燃料管理计算软件的应用研究

我国秦山三期核电厂采用的是加拿大CANDU-6反应堆机组。这是我国首次引进重水压力管式反应堆堆型，为了满足这一新堆型燃料管理计算的需要，开发了CANDU堆燃料管理的计算软件DRAGON/DONJON。并采用这套程序对秦山三期CANDU-6反应堆进行了一些初步的燃料管理计算。许算结果表明DRAGON／DONJON可满足秦山三期核电厂燃料管理计算需要。     

秦山重水堆卸料燃耗下降影响因素研究

秦山CANDU重水堆两个机组近年来卸料燃耗下降明显,直接影响机组的燃料经济性,增加了换料负担。本文从堆芯过剩反应性、慢化剂和冷却剂重水纯度、压力管蠕变和换料设计等各项因素对卸料燃耗的影响进行了理论分析,并使用物理程序根据这些参数的年度平均数据计算年度理论卸料燃耗,分析单项因素和整体的影响,最后总结提出了提升卸料燃耗的可行方法。     

PWR/CANDU联合核燃料循环研究

根据我国已拥有PWR和CANDU核电站的具体情况 ,提出一种PWR/CANDU联合核燃料循环的策略 ,即把压水堆的乏燃料后处理后的回收铀 (RU)用作为CANDU堆的核燃料 ,既可节约铀资源 ,提高燃料的能量输出 ,又减少了废燃料的处置量 ,可大大降低核电成本。由于CANDU堆对核燃料循环的固有灵活性 ,堆芯结构及运行方式不需作重大改变 ,即可完成从天然铀到RU的过渡。又由于RU较低的放射性活度 ,这对CANDU堆的燃料制造是可以接受的 ,因而只需对现有燃料制造生产线稍加屏蔽措施 ,对运输和运行中燃料管理操作等都勿须改变。因而这一策略是具有重大经济效益和吸引力的     

CANDU堆燃料生产及其标准化研究

1前言在加拿大，CANDU堆燃料（CanadaDeuteriumUraniumFuel）的研究始于1957年。40年来，随着CANDU堆在世界上影响的日益扩大，CANDU堆一次通过式燃料循环也日臻完善。与压水难使用的低浓钻燃料循环相比，CANDU堆燃料循环更为简便，它不包括铀氟化和钢同位素分离过程，同时，从CANDU堆中卸出的乏燃料烧得较透，235U含量通常低于压水堆卸出的乏燃料中的235U的浓度，因此，对于CANDU堆乏燃料可暂时贮存，不急于后处理，这样便大大地简化了CANDU堆燃料的循环过程。图1是CANDU堆一次通过式燃料（天然铀、0．71％235U）循环简…     

多循环燃料管理计算的准一维修正计算方法

提出了一种准一维的修正计算方法,该方法根据不同批次燃料在堆芯中的实际位置进行相对功率修正,外围组件可定义成多批,以考虑边界位置不同的影响.与传统的点堆模型相比,准一维的修正计算方法能更精确地描述多循环实际换料装载情况.用此方法对秦山一期核电厂堆芯的前6个循环进行校核计算,并与单循环三维堆芯燃料管理计算程序RSIM的计算结果比较.结果表明,循环燃耗最大偏差为2.89%,卸料燃耗最大偏差为1.30%,卸料燃耗最大偏差约为点堆模型的1/3.     

非线性迭代半解析节块法在CANDU堆燃料管理中的应用

研究目前压水堆中常用的现代的非线性迭代节块法在CANDU堆的燃料管理中的应用 ,研发了非线性迭代半解析节块法燃料管理程序FMPHWR。通过基准题及对秦山三期CANDU堆的计算表明 :同目前采用有限差分和有限元方法的重水堆燃料管理程序相比 ,在相当的精度下 ,FMPHWR可以获得较高的计算效率。它完全可以用于CANDU堆燃料管理计算。     

新型燃料组件CANFLEX在秦山三期重水堆中的应用研究

介绍了CANDU堆新型燃料组件CANFLEX的特点,分析了其物理性能及热工水力特性,并对在秦山三期CANDU-6堆中应用CANFLEX组件的可行性进行了研究。结果表明。CANFLEX组件通过改进热工水力特性,提高了反应堆安全裕度。在CANDU-6堆中应用CANFLEX组件替代目前的NU-37组件不会影响堆芯功率分布和峰值,功率波动幅度变化也很小。由此证明。在秦山三期CANDU-6堆中应用     

等效天然铀燃料中子学性能分析

采用10种回收铀（RU）和贫铀（DU）成分情形,根据等效天然铀（NUE）燃料混合比计算程序ALPHA算得配成NUE燃料的混合比。以标准CANDU 6栅元结构为载体,采用WIMS程序,通过比较NUE燃料与天然铀（NU）燃料的中子学性能参数,以及NUE燃料入堆示范验证试验中实际入堆的燃料信息,对NUE燃料与NU燃料的中子学性能等效性进行了论证分析。研究表明,与NU燃料相比,各种情形下NUE燃料在无限增殖系数、卸料燃耗、冷却剂空泡反应性以及燃料温度效应等中子学性能参数上吻合较好,NUE燃料与NU燃料具备较好的中子学等效性,可应用于重水堆核电站,实现回收铀的有效利用。     

径向步进倒料行波堆的数值研究

行波堆是一种可实现自持增殖-燃耗的新概念快堆,它可直接使用天然铀、贫铀、钍等可转换核材料,实现非常高的燃料利用率。基于行波堆的原理,提出了具有现实应用价值的径向步进倒料行波堆的概念,并将其与典型钠冷快堆的设计相结合,采用数值方法对由外而内的径向步进行波堆二维渐近稳态特性进行了研究。计算结果表明:渐近keff随倒料循环周期近似抛物线分布,而渐近燃耗随倒料循环周期线性增长,满足临界条件的倒料循环周期中最大燃耗可达38%;堆芯功率峰随着倒料循环周期的增长,从燃料卸出区(堆芯中心)向燃料导入区(堆芯外围)移动,功率峰值逐渐降低,在高燃耗情况下,靠近堆芯中心的轴向功率分布呈M形。     

重水堆核燃料循环

重水堆(HWR)一个最重要的特点就是中子经济性好，高的中子经济性使得重水堆可以使用天然铀。重水堆除可以用天然铀之外，还可用低富集度铀、轻水堆乏燃料回收的铀、MOX燃料和钍燃料等。这使重水堆的燃料循环具有更大的灵活性。