破损燃料组件修复后的物理特性分析

破损燃料组件修复后再次入堆使用是必须进行安全评估,以确保核安全。本文以采用AFA3G燃料组件的CPR1000机组为研究对象,对装入反应堆后的正常燃料组件和修复燃料组件的核物理和功率分布进行分析评估。结果表明:燃料组件内更换一根燃料棒对燃料组件反应性的影响很小,该影响可以忽略。更换不锈钢棒的数量越大,燃料组件反应性变化幅度越大。随着燃耗的加深,燃料组件反应性变化幅度也增大。修复的燃料组件虽然在换棒位置局部区域发生功率畸变,相对功率略微的升高,但离换棒位置较远的燃料棒的相对功率没有变化,换棒不会导致组件内功率峰发生象限的偏移。     

CSR1000堆芯流量分配的研究

以中国百万千瓦级超临界水冷堆(CSR1000)堆芯为研究对象,建立热工水力计算模型,计算出冷却剂和慢化剂温度分布、堆芯功率分布、燃料组件出口压力及流量分配等参数。计算结果表明,适当增加堆芯内部燃料组件流量比例,可以有利于径向功率展平,内外燃料组件通道出口压降,呈现"N"型变化,增大内部燃料组件的堆芯入口功率,内部组件内的流量分配也将减少,而外部燃料组件通道中的流量将增加,适当调整堆芯入口流量初始分配比例,可以使各通道功率分布展平。     

核电厂堆芯出口温度测量表征性分析

堆芯出口温度测量对于掌握反应堆运行状态有着重要的意义，本文通过计算流体动力学（CFD）方法对堆芯出口温度测量的表征性进行分析。通过对燃料组件及仪表管结构进行模拟计算，获得了仪表管内冷却剂流场和温度分布；通过对9种典型功率分布下堆芯出口温度测量结果的定量分析，获得了堆芯出口温度表征性与燃料组件功率的关系。结果显示，测点平均温度与燃料棒功率基本呈线性关系，其测点温度随燃料棒功率的增加而增加，测温表征性随燃料棒功率的升高而变差。研究结果为堆芯出口温度测量的校正提供了一定的依据。     

超临界水堆的燃料组件设计研究

与现有的轻水堆相比,欧洲高性能轻水概念堆（HPLWR）不但具有更高的系统压力（超过水临界点）,而且具有更高的堆芯冷却剂温升和堆芯出口温度,因此,发电厂汽轮机的发电功率和热效率也更高。在HPLWR中,有7种以上的因素会导致堆芯冷却剂密度发生强烈变化,因此需要为其开发新型燃料组件。系统的设计研究表明：在减少结构材料、优化慢化剂一燃料比和展平燃料棒功率等方面,布置有两排燃料棒及一个中心位置的慢化剂盒的方型燃料组件是最佳的。利用中子学和热力学分析,已完成了HPLWR燃料组件的详细力学设计。此外,提出了上管座、下管座、蒸汽腔室、下部搅混腔室以及下堆芯板等概念设计,组成HPLWR特殊的流体通道。这种设计不仅实现了慢化剂与冷却剂相向流动时的防漏,而且实现了不同介质流的均匀混合。燃料组件设计概念可作为关键部件,用于所有HPLWR的先进堆芯设计。     

基于SCIENCE程序包的IFBA组件模型的可行性研究

表面涂有一薄层硼化锆的一体化燃料可燃吸收体(IFBA)被用作轻水堆UO2燃料组件的反应性控制。法国AREVA公司开发的SCIENCE程序包具有模拟IFBA组件的能力,但其模拟精度需经标定。本文利用APOLLO2-F程序建立IFBA组件模型和不含IFBA组件模型,研究了组件的无限增殖因数k∞及IFBA价值,并与西屋公司结果进行比较。分析了燃料和包壳温度的处理方法以及数据库的差异对结果的影响。利用硼化锆密度修正因子评估IFBA价值偏差对堆芯参数和功率分布等的影响。结果表明:SCIENCE计算的k∞及IFBA价值与西屋公司的结果符合较好,低燃耗区SCIENCE计算的价值偏小2%。装载8个104根IFBA棒组件的堆芯,组件相对功率最大偏差约为1%;硼浓度、功率峰因子FQ和焓升因子FΔH的变化均不到0.1%,可忽略。先导组件采用28根或更少的IFBA棒时,可直接采用SCIENCE程序进行计算。     

压力管式超临界水堆极限事故下“无堆芯熔化”概念评估

在自主研发的事故分析程序SCTRAN的基础上,开发并验证了二维导热模型和辐射换热模型,并将改进后的SCTRAN应用于加拿大压力管式超临界水堆在失水事故（LOCA）叠加丧失紧急堆芯冷却系统（LOECC）事故中的堆芯安全评估,并对燃料棒到慢化剂之间的传热效率以及关键的影响因素进行了评估。计算结果表明,在LOCA叠加LOECC工况下,燃料棒到燃料通道的辐射换热和燃料棒到蒸汽的自然对流换热能够有效导出反应堆的衰变余热,最高功率的燃料组件内、外圈燃料棒的最高包壳温度分别为1278℃和1192℃,均低于不锈钢包壳的熔化温度,因此整个事故过程中不会发生堆芯熔化。      

超临界水冷堆燃料组件及堆芯方案简化设计研究

为解决超临界水冷堆中子慢化不足的问题,采用在燃料组件中设置“水棒”或者加入固体慢化剂的设计方法,同时堆芯冷却剂采用多流程流动方案,导致燃料组件和堆芯结构复杂化,并向堆内引入较多强中子吸收结构材料。因而基于CSR1000研究结果,开展了简化超临界水冷堆燃料组件及堆芯结构设计。研究结果有效简化了超临界水冷堆燃料组件和堆芯结构。      

MOX燃料组件装入现役M310堆芯对堆芯核设计的影响研究

国际上的MOX燃料技术目前已较为成熟,且已有在压水堆中运行的工程经验。本文对MOX燃料组件的中子学性能进行了分析,对其在我国现役M310堆芯应用的可行性进行了研究,得到了M310堆芯由全部使用UO2燃料组件向使用30%的MOX燃料组件过渡的堆芯燃料管理方案,并对使用MOX燃料组件的堆芯的部分中子学参数进行了初步分析。结果表明:使用30%的MOX燃料组件的堆芯可达到与全UO2堆芯相当的循环长度;堆芯反应性控制能力可满足要求;慢化剂温度系数、Doppler温度系数、Doppler功率系数、氙和钐的动态特性均趋向使堆芯运行更加安全和稳定。本文的研究结果可为MOX燃料在M310堆芯中应用的进一步研究提供参考。     

超临界水冷堆环形燃料组件核热耦合分析

在超临界水冷堆预概念设计中,组件设计是十分重要的,将影响堆芯性能。超临界水冷堆中水密度变化剧烈的特性要求必须进行核热耦合分析。从中子学及热工性能角度,使用三维核热耦合程序对环形燃料组件进行了优化设计。应用中子学计算程序FENNEL-N对环形燃料组件进行三维扩散计算,可得到组件内单棒功率分布,应用热工计算程序SUBSC对组件进行子通道分析。在计算过程中,分析了燃料棒间距及燃料棒与组件壁盒之间的间隙对组件性能的影响。计算结果显示,增大棒间距和棒壁间隙能提高组件k_inf,但会增大组件内功率峰因子;子通道受热不均匀性对组件热工性能影响较大,通过加入定位格架的方式能展平冷却剂出口温度,降低最大包壳温度。对环形燃料组件的安全分析表明,从中子学角度该组件是安全的。     

采用哑棒修复燃料组件的核特性分析方法及其工程应用

在核电厂正常运行过程中,由于一回路杂物的存在或燃料操作失误,出现了少量燃料棒损伤的情况,通过采用哑棒替换损伤燃料棒可修复损伤燃料组件并回堆使用,可避免降低核电厂运行经济性。本文通过模拟采用不锈钢和锆合金哑棒替换破损燃料棒对燃料组件进行修复,分析修复后燃料组件中子学特性及修复燃料组件对堆芯运行核特性参数的影响机理,评估采用哑棒修复燃料组件并回堆使用对堆芯运行安全的影响,对采用哑棒修复燃料组件建立了完整的核设计分析方法和流程。该方法对采用哑棒修复燃料组件的核设计分析具有广泛的适用性,对采用修复燃料组件的堆芯换料设计具有实际的指导意义。该分析方法和流程的建立在国内反应堆物理分析领域尚属首次,目前该技术已应用于恰希玛一期核电厂堆芯换料设计的工程实践。     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。