大型先进压水堆核电站堆芯装载方案设想

核电站堆芯装载方案是反应堆堆芯设计的重要基础,它首先必须满足核安全的要求,同时还要尽可能地提高经济性。通过分析国内、外百万千瓦级核电站的堆芯装载,对反应堆输出功率、燃料组件数、堆芯平均线功率密度进行比较,给出我国大型先进压水堆核电站示范工程反应堆堆芯装载方案的设想,为技术决策提供参考。     

广东核电机组模拟装料错误的安全分析

2001年4月,法国Dampierre4机组发生了燃料装载错误,导致次临界度降低。虽然广东核电机组一直采用“蛇形”装料方式,仍然需要对其发生类似装料错误后的次临界度进行计算,分析其堆芯的安全性,以验证广东核电机组装料过程的安全保障。本文通过对不利循环的保守计算分析表明,如果岭澳核电站和大亚湾核电站发生与法国Dampierre4机组同样装载错误,虽然会造成一定程度的新燃料集中摆放,但仍能满足FSAR要求的次临界度,可以保证不发生超临界的安全事故。     

压水堆六角形燃料组件均匀化 计算软件包TPFAP-HEX

介绍了所研制的具有工程实用价值的压水堆六角形燃料组件均匀化计算软件包。该组件中子空间能谱的计算采用穿透概率法与响应矩阵法相结合的方法,在六角形几何内求解中子积分输运方程。在此方法中,栅元内中子源采用空间线性或二次近似,栅元表面中子通量密度角分布采用简化6P     

压水堆燃料组件和其它浸入水中结构在地震响应中的水力耦合

对于浸入水中结构，例如压水堆燃料组件，其水力耦合在地震响应中的影响是不可忽略的。耦合的基本特征首先表现为与模型相一致的原则。在该模型中，流体的牵制性扮演了一个重要的角色。在高度拉伸结构间的平面耦合中使用丁有限元求解法、对于目前用于堆芯地震分析的单排燃料组件模型，基于横向排约束的耦合模型显示了其简单性．并且通过了计算和试验的验证，燃料贮藏架的情况也是相似的，但在应用中显得更复杂，同时简要地讨论了非线性的影响。     

利用Pu—238添加燃料代替可溶硼控制反应性的运行策略

在无可溶硼（SBF）压水堆堆芯中,引入了用Pu-238添加燃料控制反应性和功率分布的新概念。在SBF堆芯中,尽管不可避免地广泛使用可燃毒物和控制棒控制反应性,但是在堆芯功率分布控制方面存在着相当大的难度。因此,实际的SBF运行还要等待很长时间。在此项工作中,已经确认,通过引入Pu-238添加燃料可以大大地抑制剩余反应性。与从早期的600MWe SBF堆芯设计工作所获得的结果相比较,使用Pu-238添加燃料的600MWe无可溶硼压水堆（SBF PWR）堆芯概念设计使堆芯反应得到了很好控制。尤其是,借助于本研究研制的简单的轴向区域图,利用Pu-238的浓缩区域成功地进行了轴向功率形状的控制。并且,在1300MWe SBF PWR堆芯设计中也试用了Pu-238添加燃料,在这种堆型中,如果可溶硼控制不可用,与较小型反应堆比较起来,其功率分布控制要更困难。结果表明,即使在大型压水堆中,不使用可溶硼也可以成功地控制堆芯反应性和功率分布。因此,在SBF堆芯设计中,一个控制问题难点,可以通过引入新燃料概念得以很好地缓解。进一步预计本研究引入的Pu-238添加燃料、简单的轴向区域图和控制运行策略将直接用于 实际的SBF堆芯设计。     

苏联压水堆核电站燃料组件的科研与生产概况

本文介绍苏联压水堆核电站燃料组件及其结构材料的科研、生产概况.苏联 BBэP-1000压水堆燃料组件采用带有中心孔的二氧化铀陶瓷芯块、Zr+1%Nb 合金包壳,每个组件装有312根燃料棒、18个导向管和16层不锈钢定位格架,燃料棒呈六角形排列。这种堆有较高的堆芯平均功率密度和燃料比功率,并已有10座堆在运行发电,1987年其平均负荷因子为65.7%。由此可见,该燃料组件有较高的安全性和可靠性。     

含可燃毒物的压水堆堆芯装料优化

含可燃毒物的压水堆堆芯装料优化是燃料管理优化研究中的难点。应用通常的优化算法效率低、全局性差,特征统计算法更适合求解该优化问题。本研究克服了原特征统计算法装料优化将组件布置(LP)优化和新组件可燃毒物配置(BP)优化脱耦处理的缺陷,对LP和BP同时进行优化,结合堆芯分析程序CYCLE2D,成功地研制了压水堆LP和BP耦合优化程序CSALPBP。用该程序对大亚湾2号机组第10循环进行了堆芯装料优化计算。结果表明：CSALPBP程序具有很高的搜索效率和很好的全局性。     

多重钚循环

【英国《国际核工程》2003年2月刊报道】 核能机构实施了一项旨在确定在压水堆(PWR)中钚的有效循环次数的标准评估作业,结果刊登在《钚循环物理》上。 目前,以MOX燃料的形式进行钚循环利用已在商业规模上得到采用。MOX燃料的卸料燃耗基本上与UO2燃料相同。因此,目前PWR使用的MOX燃料将在燃耗达到40～45 MWd/kg时卸出。达到这一燃耗所需的初始钚含量随着钚源的不同而变化。MOX在PWR中的使用经验是可以肯定的,没有突出的操作或安全问题需要解决。 然而,情况并非一成不变。最基本的变化是卸料燃耗在不断上升,以及对卸出的MOX燃料…     

压水堆燃料组件变形的分析方法

通过两年多堆芯力学行为的调查研究，对压水堆中棒束控制组件（RCCA）的不完全插入有了清楚的认识。自从1994年第一件RCCA不完全插入事件报告以来，在广泛的经验反馈和详细分析方法的基础上，已展开了一个大规模的项目活动。本文回顾了堆内燃料组件弯曲分析方法的目的，描述了为这一目的而发展的分析工具以及给出了分析步骤和对产品采取预防措施的主要结果。     

压水堆燃料组件辐照考验技术研究

燃料组件在反应堆内的辐照考验是压水堆燃料组件研制过程最重要的环节。对辐照考验方案的技术要求、辐照后检查要求等进行研究,提出需要重点分析的事项。辐照考验燃料组件的运行取得了良好的效果,表明辐照方案和考验要求是合理的,对后续其他燃料组件辐照有很好的借鉴作用。     

新一代压水堆燃料组件技术特点及其在华专利申请

以美国西屋电气公司的Next Generation Fuel燃料组件技术特点为线索,收集了美国西屋电气公司在中国燃料组件技术方面的专利申请和专利文献,从中筛选出与NGF燃料组件技术特点符合的专利申请和专利文献,对其技术方案进行了深入剖析,从中了解西屋新一代压水堆燃料组件技术的发展趋势。     

国外压水堆燃料组件的发展动向

基于反应堆的运行经验,压水堆燃料组件自问世以来一直在不断地发展,最新一代燃料组件的设计批平均卸料燃耗（以金属铀计）已达５２０００ＭＷ．ｄ／ｔ。文章就高燃耗下压水堆燃料组件所出现的问题及目前世界上４家较大的核燃料供应商所推出的高性能压水堆燃料组件作一概要介绍。     

秦山核电厂压水堆燃料组件设计

秦山核电厂压水堆燃料组件采用无盒方形、15×15栅格、束棒控制、弹簧定位格架结构。文中列出了设计依据和要求.简述了燃料俸、定位格架,上下管座、控制棒导向管和通量测量管的结构形式、特点及功能。文章介绍了根据计算、研制、试验结果对燃料组件进行的安全分析与评价,分析表明,燃料组件的性能是满足设计要求的。最后对燃料组件提出了改进方向。     

紧凑型压水堆钍-铀燃料长寿期堆芯物理特性研究

针对棒元件正方形栅格组件,进行均匀混合钍-铀燃料中子学分析。分析表明:钍-铀燃料能够使组件反应性随燃耗变化曲线更平缓,非常有利于提高反应性控制能力。在此基础上,以紧凑型压水堆为对象,进行钍-铀燃料长寿期堆芯方案概念设计研究并进行评价。计算表明:堆芯燃耗寿期可达到1000等效满功率天(EFPD),235U利用率可达到51.3%。研究表明:紧凑型压水堆应用钍-铀燃料,是实现长寿期设计的重要技术途径之一。     

压水堆燃料组件在事故工况下横向响应的格架模型和强度准则

在策4类事故工况(SSE和LOCA)下的压水堆燃料组件横向强度的验证中、格架受到的撞击力通常是最受限制的。本文的目的是讨论和说明格架的模型、设计基准载荷和相应的强度准则。简短地回顾了组件排模型、强调了撞击时两种刚度的定义：通过格架进行动量传递的外刚度和从组件或到组件进行动量传递的内刚度：由实验支持的计算证实，由于几个组件间同时发生撞击、作用在一个格架上的最大撞击力主要来自于通过格架的动量传递，即来自于它相对两个面的压力：因此，相应于一个受外部载荷的格架情况下，设计基准载荷和强度准则以及相关的外刚度都应该被包含在该模型中。本文陈述了确定格架屈曲极限和刚度的实验条件和方法，还分析了内刚度，表明内刚度关系到组件在撞击时的动态特性及其模型。所介绍的内容对事故分析中的主要问题给出了清楚的描述和说明。     

压水堆燃料组件抗震试验研究

燃料组件属I类抗震物项,其抗震问题直接关系核电厂运行安全,通常需通过抗震试验验证反应堆燃料组件抗震分析方法的合理性。本文模拟反应堆实际堆芯燃料组件安装方式,设计压水堆燃料组件抗震试验件与试验装置,针对不同组件数量布置方案,在高性能地震模拟振动台上开展试验研究。结果表明,水介质中燃料组件的第一阶频率为2.96 Hz,最大冲击力出现在燃料组件偏中间位置处,试验获取了地震作用下燃料组件的格架冲击力、格架相对位移、模拟堆芯板与围板的加速度等响应。试验结果可用于设计基准事故工况中燃料组件抗震分析模型的建立与分析软件的验证。     

压水堆在21世纪的地位——法电的观点

【法国《核综论》2009年第3期报道】核电机组是法国的一项重要资产。在确保安全的前提下尽可能延长核电机组的运行寿期（超过最初设计的40年寿期）,可以使国家以前的巨大投资得到更加充分的利用。