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压水堆内钍-铀增殖循环研究——堆芯设计 总被引:1,自引:1,他引:0
在全UOX(铀氧化物)堆芯平衡循环的基础上,研究了UOX/PuThOX(钚钍混合氧化物)混合堆芯和UOX/U3ThOX(工业级233U-钍混合氧化物)混合堆芯的燃料管理方案设计,实现了钍 铀增殖循环。U3ThOX燃料组件在堆内停留6个燃料循环,平均循环长度较参考的全UOX堆芯增加5 EFPD;U3ThOX燃料组件卸料后冷却1年时易裂变核素存量较装料时增加了7%。为比较分析,设计了UOX/MOX(钚铀混合氧化物)混合堆芯的燃料管理方案。核特性分析结果表明:1)装载PuThOX燃料对堆芯核特性产生的影响与装载MOX燃料类似,硼微分价值和控制棒价值减小、临界硼浓度变大、慢化剂温度系数更负、停堆裕量减小、多普勒亏损更大;2) UOX/U3ThOX混合堆芯和参考的全UOX堆芯具备相似的核特性。 相似文献
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压水堆平衡堆芯钍铀燃料循环初步研究 总被引:1,自引:0,他引:1
建立WIMSD5-SN2-CYCLE3D和CASMO3-CYCLE3D物理分析系统作为钍铀燃料循环研究工具.以大亚湾第1机组压水堆为参考堆型,不改变反应堆栅元、组件和堆芯的结构与几何尺寸,设计出含36根钍棒、4.2#5U富集度的新型含钍组件,并对含钍组件和3.2%富集度的铀组件进行中子学计算和分析.模拟并分析了大亚湾压水堆12个月换料从初始循环到铀钚平衡循环的换料过程.再从平衡铀堆芯出发,逐步加入含钍组件代替铀组件,对铀钚平衡循环到钍铀平衡循环的换料过程进行了模拟与分析.计算结果表明:钍铀平衡循环比铀钚平衡循环每天节省裂变核素质量约18.4%,并减少了长寿命放射性核废料的产生.不利因素是使得循环长度减少90EFPD,缩短了换料周期,增加运行费用,并给燃料管理、安全控制以及乏燃料的处理带来困难.建议提高组件的235U富集度,在压水堆上进行钍利用研究. 相似文献
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压水堆中使用分立型铀、钍燃料组件的堆芯物理特性研究 总被引:1,自引:0,他引:1
通过对分立型铀、钍燃料组件 ,使用在秦山 30 0MW电功率压水堆核电厂中堆芯物理特性的探讨 ,寻找2 3 2 Th在PWR中可能利用的途径。为此 ,特采用铀、钍燃料组件分立的双进料系统的装卸料方法 ,其堆芯寿期分别为铀组件 3个循环 ;钍组件 1 0个循环。并以秦山核电厂为参考电厂 ,进行了 1 0个循环的燃耗计算 ,每一循环装料时均有 4个钍组件进堆。计算结果表明 :到第 1 0循环寿期末 ,堆芯中 40个钍组件所含的2 3 3 U总量已达到 2 1 2 6kg ,可直接参与堆芯的链式反应 ,从而达到利用2 3 2 Th的目的。并可同全铀组件堆芯比较中看出 ,分立型铀、钍组件混装堆芯每一循环 (第 1 0循环后 )可少装 2 0 0多kg2 3 5U ,这样就为钍 铀燃料循环展示了光明的前景。当然如果要达到实际应用 ,仍有许多工程技术问题亟待解决 相似文献
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可燃毒物在长寿期压水堆中起着至关重要的作用,板状燃料组件在长寿期压水堆中具有较好的应用前景。本文开展长寿期压水堆板状燃料组件可燃毒物选型及中子学特性研究,对含不同可燃毒物的板状燃料组件进行输运-燃耗计算,筛选出中子学性能较好的可燃毒物。结果表明,采用富集同位素157Gd、167Er和B4C作为可燃毒物时,几乎无反应性惩罚;当采用PACS-J和231Pa作为可燃毒物时,因其自身特性,在寿期末不仅未造成反应性惩罚,且延长了组件寿期,提高了燃料利用率;PACS-J与慢燃耗可燃毒物组合,可获得更优的反应性曲线。由本文结果可知,板状燃料组件可以选用富集同位素157Gd、富集同位素167Er、B4C、231Pa和PACS-J作为可燃毒物,可燃毒物组合可以选用PACS-Er和PACS-Pa两种组合方案。 相似文献
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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。 相似文献
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应用少群中子扩散方程有限元差分计算方法,对具有围板结构的压水堆堆进行了细网的扩散计算。研究了围板厚度,材料对堆芯功率分布和有效增殖因子keff的影响。 相似文献
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本文针对紧凑型压水堆提出了一种可代替固体控制棒束的反应性控制方法—"液态金属控制",该控制方法不仅可以避免固体控制棒因机械传动带来的诸多技术问题、大幅简化堆芯结构设计,而且还具有布置灵活、反应性控制能力强等特点。计算结果表明:对于热功率为180MW、平均功率密度为91.2MW/m3的紧凑型压水堆,堆芯寿期可以达到1 000EFPD。 相似文献
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以大亚湾1号机组为参考堆型,使用经验证的程序计算分析20年运行中,分别采用铀燃料循环和钍铀燃料循环所对应的燃料循环成本。计算结果表明:如果采用后处理模式,则钍铀燃料循环经济性优于铀燃料循环。若天然铀价格高于120$/磅U3O8,则钍铀燃料循环一次通过模式下的燃料循环成本高于后处理模式下对应的成本,因此,若天然铀价格持续处于高位,采用后处理模式的钍铀燃料循环将更具经济优势。 相似文献
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随着核电技术的进步及核电设备加工制造水平的提高,新建核电厂的发电能力也将提高。俄罗斯推出VVER-1200新堆型,采用先进的TVS-2006组件,相比VVER-1000堆型,新堆型提高了燃料的装载量,堆芯功率有所提升,可以实现更高的经济效益。本文使用KASKAD程序包,对VVER-1200堆型进行建模分析,在此基础上展开燃料管理研究,得到了多个长周期燃料管理方案,可以满足不同的寿期目标要求,各方案的各种安全参数均满足设计要求。通过各方案的参数和优劣性比较,给出推荐方案。该研究成果给出了满足堆芯提升功率的燃料管理方案,燃料利用率高,可以显著提高电厂的经济效益。 相似文献
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使用KASKAD程序包,对田湾核电站从首循环开始使用TVS-2M组件展开研究,提出相应的燃料组件设计。以此为基础展开燃料管理研究,提出3个燃料管理方案(年换料方案和两个长周期换料方案)。对每个方案中堆芯的安全参数及其他重要参数进行分析,结果表明各种安全参数均满足设计要求。长周期的换料方案是从首循环就开始使用TVS-2M组件,并且只经过2个循环的过渡,寿期长度便达到了长周期的要求。长周期换料方案可提高电厂的年均能力因子,并在整个堆芯寿期内减少大修次数,因而每年节约30.8%的大修费用,因此电厂的经济效益得以提高。 相似文献
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《中国原子能科学研究院年报(英文版)》2016,(0)
正Annular fuel is an economy and security promising kind of new fuel element.In order to verify the design and actual performance of the annular fuel assembly,it is necessary to carry out the irradiation experiment of the annular fuel 相似文献
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《中国原子能科学研究院年报》2018,(0)
正In order to meet that computational requirements of the physical performance study of the annular fuel core,a annular fuel calculation module is added to the PWR fuel management package,because there is no application of the annular fuel engineering at present,the accuracy of 相似文献
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针对铅基快堆长寿命、小型化、自然循环的设计目标,构建铅基快堆堆芯模型并开展燃料选型研究,选取U-Pu、Th-U循环燃料及氧化物、氮化物、碳化物、金属燃料,分析比较了不同燃料的物性参数、在不同能谱条件下的堆芯物理特性。结果表明:在偏软能谱中,Th基燃料堆芯增殖能力更强,反应性系数负值更大,热工安全裕量更大、裂变产物容留能力更强;PuN-ThN燃料堆芯燃耗特性最佳,可在较疏松栅格条件下获得较强增殖能力,减少燃料装载量,确保固有安全性,兼顾堆芯长寿命、小型化、自然循环设计要求;但堆芯有效缓发中子份额较小,不利于反应性控制。 相似文献
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《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(1):132-136
The development of FBR fuel systems with high reliability and long in-core residence capability is required to make the fast reactor economically competitive with other electrical energy sources. PNC program of fuels and materials development has been primarily focused on mixed uranium/plutonium oxide (MOX) fuel with cold-worked 316 stainless steel for the past 20 years. Modified 316 stainless steel with excellent swelling resistance and high creep rupture strength was obtained for cladding and duct of the fast prototype reactor MONJU. Advanced austenitic alloys and high strength ferritic alloys are also being investigated for high burnup fuel assemblies of a long life core in large scale FBRs. In MOX fuel fabrication technology, extensive progress has been achieved during driver fuel fabrication for the experimental reactor JOYO. A new MOX production facility PFPF has been completed with fully automatic and remote handling systems. This facility serves for MONJU core fuel production. The improvement of fuel fabrication technologies promotes cost reduction, safety operation and security from a physical protection standpoint. 相似文献