秦山Ⅱ期核电站采用环形燃料LBLOCA研究

环形燃料是一种采用双层包壳和环形芯块内外冷却的新型压水堆燃料,与传统的棒状燃料相比,新的结构形式使环形燃料具有更好的安全性能。秦山Ⅱ期核电站被选用为参考电站,对装载环形燃料元件的秦山Ⅱ期核电站进行大破口失水事故(LBLOCA)研究,并将环形燃料堆芯的计算数据与棒状燃料堆芯的比较。结果表明,采用环形燃料的核电站在事故过程中具有更好的安全性能。     

环形燃料元件小堆的概念设计

环形燃料元件小堆是世界上目前比较先进的堆型。研究设计了一个环形燃料元件小堆,开发出适于环形燃料堆计算的软件和方法。采用整组件束棒计算堆芯少群参数的方法大大提高了计算精度。计算了堆芯的有效增殖系数、所有控制毒物的单个价值以及总价值、堆芯从室温到工作温度的温度效应等堆芯参数。结果表明:设计的环形燃料元件堆具有良好的稳定性和安全性,可以作为一代新堆。     

压水堆环形燃料结构热工水力分析方法研究

以秦山二期压水堆为参考堆型,对压水堆环形燃料结构进行热工水力分析方法研究。应用SAAF程序分析了从11×11到15×15等5种不同排列方式中不同尺寸的环形燃料棒的热工水力性能,综合最小偏离泡核沸腾比、压降和燃料芯块温度等参数确定了环形燃料组件最佳排列方式为13×13。本文研究结果为相关专业分析提供了初始计算模型。     

秦山二期核电站环形燃料堆芯卡轴及弹棒事故分析

环形燃料是一种采用双层包壳和环形芯块内外冷却的新型压水堆燃料,与传统棒状燃料相比,双包壳结构有效增加了燃料传热面积和减薄了芯块厚度,使其在事故工况下具有更好的安全性能。以秦山二期核电站作为参考电站,建立了装载环形燃料的核电站计算模型,研究在卡轴事故和弹棒事故下采用环形燃料的核电站的响应,并与相应工况下棒状燃料堆芯的计算结果比较。结果表明,与棒状燃料相比,核电站在采用环形燃料后安全裕度有明显的提高。     

LOCA工况下环形燃料元件外包壳鼓胀爆破试验研究

为获得环形燃料元件外包壳在压水堆冷却剂丧失事故（LOCA）工况下鼓胀爆破温度和应变的经验关系式,为设计计算提供必要的输入,并初步评价其LOCA工况下的鼓胀爆破性能,在堆外对其开展了LOCA工况下的鼓胀爆破试验研究。在不同的升温速率和内压下,蒸汽环境中,以外表面红外加热的方式对环形燃料元件外包壳进行了鼓胀爆破试验。总结了试验得到的经验关系式,分析了试验中爆破温度和应变的影响因素,并将试验结果与美国核管理委员会出版的NUREG0630中的结果进行对比,验证了试验结果的合理性。获得的试验数据可用于环形燃料的设计、计算和改进。     

秦山核电厂压水堆燃料元件综合考验

1985年1月到1986年12月,在中国原子能科学研究院重水研究堆上,为秦山核电厂压水堆燃料组件作了堆内考验。元件单棒平均燃耗和峰值燃耗分别达到27000MW·d/tU和34000MW·d/tU,已满足设计要求。文章描述了堆内考验的基本情况,重点讨论了考验参数并分析了初步试验结果。     

秦山核电厂压水堆燃料元件综合考验

1985年1月到1986年12月,在中国原子能科学研究院重水研究堆上,为秦山核电厂压水堆燃料组件作了堆内考验。元件单棒平均燃耗和峰值燃耗分别达到27000MW·d/tU和34000MW·d/tU,已满足设计要求。文章描述了堆内考验的基本情况。重点讨论了考验参数并分析了初步试验结果。     

环形燃料元件几何尺寸对其热工性能的影响研究

针对环形燃料元件,基于欧洲铅冷系统反应堆ELSY选取环形燃料元件参数,建立环形燃料元件导热模型,设定环形燃料元件的初始参数并利用MATLAB编制环形燃料元件导热计算程序,通过制定的三个评估标准研究环形燃料流量分配比、内外包壳厚度、内外气隙厚度和芯块厚度对环形燃料元件热工性能的影响并进行几何尺寸修正。研究结果表明：适当增大流量分配比、减小内包壳厚度、增大外包壳厚度、减小内外气隙间距和减小芯块厚度可改善元件的热工性能;设定流量分配比为1、内包壳厚度0.06 cm修正为0.04 cm、外包壳厚度0.06 cm修正为0.07 cm、内外气隙间距0.035 cm修正为0.015 cm、芯块厚度修正为0.05 cm,进行这些几何尺寸修正后,芯块的最高温度下降了90 K(8.6%),绝热面位置偏离芯块几何中心不足2μm,内外通道冷却剂出口温差不足2 K,环形燃料元件热工性能得到了明显提高。     

环形燃料元件内冷却剂流动换热特性的数值研究

相较于传统棒束燃料元件,内外双冷却通道的环形燃料元件具有堆芯功率密度高同时燃料温度低的优点,研究其热工水力特性具有重要意义。本文采用计算流体动力学(CFD)方法对内外冷却的环形燃料元件内外冷却流道的流动沸腾进行数值模拟,根据模拟结果对内外冷却流道的温度场、二次流速度及换热系数等参数进行分析。结果表明：最大二次流速度出现在燃料棒近壁面处;环形燃料元件外流道温度场分布呈现间隙处温度高,各子通道温度低的分布趋势;固体燃料棒表面温度在轴向同一位置处,沿周向以90°为周期变化;换热系数呈现规律性波动,单棒的不同周向角度换热系数存在较大差异,沿周向以90°为周期变化,周向角度为45°、135°、225°和315°位置处均出现温度极大值。本文结果可为环形燃料元件工程应用提供理论参考。     

压水堆核电厂乏燃料冷却系统设计比较研究

比较了4种典型核电厂乏燃料冷却系统的主要设计特点,通过对系统功能的分析,从方法论角度讨论了系统的设计方法,并提出了乏燃料冷却系统设计改进与优化的基本原则。     

非能动压水堆核电厂乏燃料池风险评价

以非能动压水堆核电厂为研究对象,对可能引起乏燃料损伤的内部事件进行了风险评价。采用PSA软件RiskSpectrum建立事件树和故障树模型,进行乏燃料损伤频率（FDF）定量化。结果表明：在所有工况下总的FDF为2.05×10^-9/(堆•年),远小于堆芯的损伤频率（约2.41×10^-7/(堆•年)）;即使在放射性完全释放的假设下,乏燃料损伤导致的大量放射性释放频率仍较堆芯损伤导致的大量放射性释放频率（约2.38×10^-8/(堆•年)）低1个量级;由于非能动压水堆核电厂有多重预防缓解措施以应对乏燃料池（SFP）事故,SFP风险远低于堆芯风险,可实现核安全导则的安全目标。     

环形燃料流量分配比范围研究

针对环形燃料双冷却通道的特殊结构形式,基于计算流体力学（CFD）方法建立了单棒精细化流固热耦合数值计算模型,通过计算内外包壳与内外通道冷却水的温度场分布对环形燃料流量分配比（φ）的取值范围进行了研究。计算结果表明：内外包壳温差与内外通道出口温差均随着φ的增大而减小;当φ≤0.72时,外包壳内部径向温度曲线斜率在包壳表面附近出现陡变;0.86≤φ≤1时,包壳内部温度变化均匀,无温度陡变现象,且内外包壳温差小于8 ℃,内外通道出口冷却水温差小于10 ℃。综合考虑环形燃料双侧冷却优势的充分发挥和包壳的机械安全性,确定了φ的取值范围为0.86～1。     

压水堆核燃料循环情景模式初步研究

根据我国核电发展现状和中长期发展规划及中长期（2030、2050）发展战略研究,假设2050年前我国压水堆核电发展规模,基于压水堆乏燃料后处理,回收的钚做成MOX燃料放入压水堆中使用,MOX燃料只使用1次的循环模式,进行核能发展情景研究。基于压水堆可装载30%比例MOX燃料的已有研究结果,考虑我国主要的两种压水堆堆型M310和AP1000,进行压水堆核燃料循环分析。利用核能发展情景动态分析程序DESAE-2,给出了不同情景模式下天然铀需求量、乏燃料累计量等。结果表明：至2050年,B₁和B₂模式较A模式分别节省天然铀4.1万t和2.9万t。     

PWR核电厂乏燃料贮存临界计算重要核素的选取

信用核素选取是基于燃耗信用制乏燃料贮存临界安全分析的关键一步。通过对不同富集度、燃耗深度及停堆冷却时间下典型PWR燃料组件分析,以核素中子吸收份额大小排序为依据,筛选出对总的中子吸收起主要贡献的核素。结果显示,47个核素即可包络停堆后0~20a内影响乏燃料贮存系统反应性的所有核素中的99%。通过核素敏感性因子分析证明依据中子吸收份额排序选取重要核素的方法是合理的,与基准算例的结果对比证明所筛选出的核素能足够代表影响系统反应性的所有重要核素。     

大亚湾核电站核燃料的采购管理

本文介绍核电站核燃料采购各循环市场状况和主要特点 ,并结合广东大亚湾核电站的实例阐述核电站核燃料采购的合同模式和管理要点     

压水堆核电厂堆芯燃料管理优化研究

本文简述了用线性规划方法迭代求解优化问题的数学模型和以此为基础研制的堆芯燃料管理优化设计程序FMOP,并给出了对600MW核电厂压水堆所作的优化计算结果与分析。     

压水堆核电厂乏池冷却系统扩容改进研究

在分析国内二代改进型百万千瓦核电机组成熟技术的基础上,通过Flowmaster软件计算及设计优化等手段,针对目前已运行和在建核电站的乏燃料水池冷却系统的冷却能力进行评估,提出改进方案增加电站的乏燃料水池冷却系统的冷却能力,并提出满足第三代核电技术对性能及安全性的要求的乏燃料水池冷却系统设计方案。