压水堆燃料包壳破损条件下裂变气体非稳态释放数值模拟研究

压水堆燃料包壳破损后,芯块-包壳间隙内积累的裂变气将释放到冷却剂中,其内部的微观机理还尚不清楚。为了揭示裂变气体释放过程中冷却剂与气体的相互作用规律,基于三维计算流体力学（CFD）方法对该物理过程展开数值模拟,所利用的模型为VOF模型以及k-ε模型。模拟结果表明,包壳破损后冷却剂首先进入芯块-包壳间隙,在芯块-包壳间隙内蒸发,引起芯块-包壳间隙内压强上升,而后裂变气体释放到子通道;裂变气体从芯块-包壳间隙释放到子通道可分为2个阶段。第一阶段:芯块-包壳间隙与子通道间压差较大,气体射流进入子通道,该阶段持续时间较短,裂变气体释放率较大,且变化也较大。第二阶段:芯块-包壳间隙与子通道间压差较小且相对平稳,裂变气体通过破口内涡的对流传质进入子通道,该阶段持续时间较短,裂变气体释放率较小,且相对稳定。      

燃料包壳破损条件下裂变气体释放模拟实验研究

反应堆燃料包壳破损发生时需要判断其破损程度,为系统及时作出响应提供参考依据。目前使用逃脱率系数表征压水堆燃料包壳的破损程度,但对于裂变气体释放机理缺乏研究。本文采用实验方法研究燃料包壳破损时,非稳态过程中冷却剂压力和温度对裂变气体释放的影响。实验装置基于几何相似性、流动相似性以及闪蒸相变相似性设计,考察了在子通道内冷却剂压力与温度对裂变气体释放的影响,以及闪蒸对非稳态过程中裂变气体逃脱率的影响。实验结果表明:在选取的0.5 mm破口尺寸下,非稳态过程对于气体释放速率没有明显影响,实验中长期逃逸率保持稳定,释放过程符合一级动力学方程。同样冷却剂压力下,冷却剂温度从90℃增长到110℃时,长期逃逸率增长。同样冷却剂温度下,回路压力从0.3 MPa增长到0.5 MPa,长期逃逸率则下降。长期逃逸率与过冷度负相关,表明燃料包壳破口处的液膜对于裂变气体释放有影响。     

压水堆核电厂裂变产物源项计算方法研究

裂变产物作为一回路冷却剂中放射性核素的重要组成部分,在核电厂设计中具有非常重要的意义。文中对堆芯积存量计算模型、燃料包壳内裂变产物向一回路冷却剂释放模型、裂变产物在一回路中的平衡模型进行了分析与研究,并以典型压水堆核电厂为例进行了计算与验证,证实了本文中给出计算模型的合理性以及适用性,可供压水堆核电站裂变产物源项计算分析参考。     

压水堆核电站燃料包壳破损状态下主系统氚的测量方法

福清核电站2号机组首循环期间燃料包壳发生了破损,释放到冷却剂中的裂变产物是造成氚测量结果波动较大的主要原因。本文给出了压水堆核电站燃料包壳破损状态下氚的建议测量方法,减少了主系统样品中裂变产物对氚测量的影响,提高了氚的分析准确性。     

堆内严重事故综合分析程序氧化模块MIDAC-OX的开发

介绍了MIDAC-OX程序的模型及结构,以AP1000为例,计算了全厂断电事故后燃料芯块融化、包壳破裂、包壳氧化以及氢气产生等现象,并分析了反应堆冷却剂泵惰转时期的DNBR、自然循环时期对应于不同程度冷却剂自然循环流量下燃料棒包壳的完整性,以及燃料棒包壳氧化对其破裂的延迟作用。该程序的正确性将在整体完成后进行验证,该模块的部分计算结果己与国际文献的计算结果进行对比,吻合度较好。     

Zr-2包壳管爆破力学性能

核燃料元件是反应堆的核心部件，由燃料芯块、包壳及其构件组成。由于燃料元件的运行环境比较恶劣，中子辐照、冷却剂的腐蚀及在开堆、停堆、和运行后期燃料芯块与包壳的机械相互作用和裂变气体产物的释放，使包壳管承受双向应力，均会造成燃料元件的力学性能下降，形成安全隐患，它的安全性能直接影响反应堆的安全可靠性。为更好地模拟包壳在堆内的受力状态，一般采用内压爆破试验来获得包壳材料的断裂强度与延性数据。     

基于Sobol法的AP1000堆芯敏感性分析

基于Sobol法,通过对燃料包壳尺寸、燃料富集度等设计输入参数进行拉丁超立方抽样,开展功率峰因子、慢化剂温度系数、控制棒价值等AP1000首循环堆芯物理关键参数对设计输入参数的敏感性分析。分析结果表明:AP1000首循环堆芯物理关键参数对包壳外径、富集度为1.58%、3.20%、3.80%、4.40%的燃料组件、燃料芯块半径、IFBA中硼-10线密度和控制棒导向管尺寸较为敏感。     

核电厂技术规格书冷却剂放射性比活度运行限制条件确定方法研究

本文通过对西屋标准电厂技术规格书中一回路冷却剂放射性比活度限值的研究,揭示了限值制定的背景及含义,有助于对技术规格书中相关规定的深入理解和后续的执行。通过AP1000电厂与西屋标准技术规格书的比较可知,AP1000电厂技术规格书用剂量等效¹³³Xe比活度限值替代了西屋标准技术规格书中的总放射性比活度限值,剂量等效¹³¹I比活度和¹³³Xe比活度限值均基于设计基准0.25%燃料包壳破损率计算得到,屏蔽设计、三废处理系统设计和事故后果分析等所采用的源项是一致的。最后,结合国内标准要求给出了可以对技术规格书中碘尖峰时比活度限值进行调整以及剂量等效¹³¹I和¹³³Xe比活度限值可以根据0.25%燃料破损率计算数据进行调整的建议。     

极端事故假设下西安脉冲堆源项计算

使用ORIGEN2软件计算了西安脉冲堆2 MW满功率连续运行和3种断续运行至燃耗末期的堆芯放射性积存量;选取计算结果中最大积存量4.13×1016Bq,辅以燃料元件包壳全部破损的极端事故假设和保守地释放模型计算放射性物质环境释放量。结果表明,在1 min内的放射性裂变产物释放高达41.0%,有效释放时间大概持续5 min,最大环境释放量为4.54×1012Bq。     

弥散型燃料裂变产物释放行为分析研究

为了获得弥散型燃料裂变产物向一回路冷却剂的释放特性,开展了弥散型燃料裂变产物释放行为研究,开发了适用于弥散型燃料的裂变产物源项计算程序,并对裂变产物源项进行了影响分析。结果表明:沾污铀和起泡破损后裂变产物的核素谱存在一定差异;裂变产物的释放与起泡当量直径的平方成正比;对于弥散型燃料而言,起泡破损中通过反冲释放的占比较低;相同破口条件下的弥散型和陶瓷型燃料中裂变产物的释放存在量级的差别。本文开发的程序能够用于分析弥散型燃料的裂变产物源项,为后续相关研究工程设计奠定基础。