导向管快中子注量计算方法研究

为进行燃料组件的辐照性能分析,需要提供导向管或燃料栅元快中子注量。本文针对目前SCIENCE软件堆芯计算结果中不能给出组件内pin-by-pin的中子注量问题进行分析研究,首先通过蒙卡程序计算分析寿期末燃料栅元燃耗深度与寿期末快中子注量之间的关系,以及寿期末导向管栅元快中子注量与周围燃料栅元快中子注量之间的关系。然后根据这两个关系,通过SCIENCE结果中寿期末燃料栅元燃耗深度分布即可得到导向管栅元快中子注量分布。     

含MOX燃料堆芯与传统堆芯的辐射特性对比研究

U-Pu混合氧化物(Mixed oxide,MOX)燃料应用前景广阔。以国内M310型堆芯为对象,对使用30%MOX燃料的部分低泄漏堆芯燃料管理方案进行分析,比较了含MOX燃料堆芯和传统的全UO2燃料堆芯在平衡循环下压力容器快中子注量、原子位移次数(Displacement per atom,DPA)和辐照监督管超前因子的特性差异。结果表明,与国内主流的高泄漏全UO2燃料堆芯平衡循环相比,平衡循环压力容器内表面快中子注量率和DPA率小20%左右,343°处的辐照监督管快中子注量率小8%,超前因子大15%;与国内占少数比例的低泄漏全UO2燃料堆芯平衡循环相比,平衡循环压力容器内表面快中子注量率和DPA率大40%左右。进一步分析发现,虽然同等功率下MOX燃料比UO2燃料释放的中子多7%,但与国内主流的高泄漏全UO2燃料堆芯相比,部分低泄漏MOX燃料堆芯的燃料管理方式使堆芯外围组件功率降低,使得压力容器受到的快中子辐照损伤降低。     

辐照监督管中子注量率精细化模型计算方法研究

针对采用传统简化模型计算反应堆辐照监督管快中子注量率出现的计算结果与实测值误差较大问题,对计算模型进行改进,建立堆芯燃料组件内部结构的精细化计算模型,并将传统简化模型、改进的精细化模型的计算结果与实测值进行比较.结果表明,辐照监督管改进的精细化计算模型的计算结果相对于实测值的误差大幅降低.     

实验快堆发展计划中包壳材料轻离子辐照损伤探讨

一、开展快堆包壳材料轻离子辐照工作的意义快堆堆芯材料(包括包壳材料和组件材料广泛采用316不锈钢)处在高的工作温度(>500℃)及高注量快中子(E>0.1 MeV)的辐照场下工作。在整个寿期内,要经受注量达3×10~(23)n/cm~2的快中子辐照,相当于100～120 dpa。在超过空洞孕育期(～10~(22)n/cm~2)后,包壳材料出现严重的辐照肿胀(对316不锈钢,在快堆寿期末,肿胀量可达到10%),其肿胀按(φt)~n方式增加,其中φ为快中子注量,t为时间,n为大于1的指数。对快堆     

秦山第二核电厂燃料组件辐照变形测量、分析及对策研究

文章阐述了秦山第二核电厂针对燃料组件辐照变形所开展的测量与分析，总结了燃料组件辐照变形的规律性，从辐照生长、工作载荷、象限功率倾斜、热应力和热工水力等方面分析了影响燃料组件辐照变形的因素，并开展了燃料组件变形的对策研究。     

能谱变化对活化法中子注量测量的影响

在反应堆中子注量测量中,活化探测器可能会经历多个燃料循环的中子辐照,不同燃料循环的中子能谱也会发生变化。考虑到中子能谱变化的影响,对某批次国产反应堆压力容器辐照材料进行中子注量测量修正。计算结果表明,探测器权重快中子注量率（E＞1.0 MeV）修正后比理论中子注量率（E＞1.0 MeV）高1.75%;与修正前相比降低了3.73%,中子能谱变化的影响不容忽视。      

堆内超临界水回路辐照装置物理参数模拟研究

堆内超临界水回路对我国超临界水堆燃料和结构材料的辐照腐蚀实验具有重要意义,辐照装置位于反应堆堆芯栅格,是超临界水回路的核心部件。采用MCNP程序模拟研究辐照装置的关键物理参数,并考虑超临界水热物特性对物理参数的反馈效应。计算得到辐照装置热中子注量率为4.72×10¹³ cm^-2•s^-1,快中子注量率为1.55×10¹⁴ cm^-2•s^-1,辐照产热率为14.7 kW,反应性引入为0.045%。     

核电厂压力容器材料在49-2反应堆的辐照技术研究

应用MCNP程序对堆芯建模,计算得出辐照孔道内距堆心底部高25 cm处的中子能谱,结合多箔活化法测量结果,通过SANDII程序解谱得出该位置的快中子注量率;通过相对快中子注量率测量,获得孔道内轴向快中子注量率分布,从而确定辐照时长和辐照方案,使样品辐照达到快中子(E≥1 Me V)注量~6×1019cm-2的技术指标。为完成辐照样品解体,应用ORIGEN2程序计算,获得待解体样品源项;使用MCNP程序对解体时的操作环境进行建模,计算得出不同屏蔽层厚度的γ剂量率数据;与实测结果进行对比,计算结果与实测结果符合较好,证明屏蔽设计有效。本次辐照考验完全满足技术指标。。     

PWR燃料组件定位格架夹持力辐照松弛的研究

PWR 燃料组件定位格架夹持力在辐照场中的松弛行为是定位格架设计中值得重视的问题。本文介绍了定位格架夹持力辐照松弛研究中几种适用的测量方法及其特点,如在实验室研究中测定位格架弹簧力的松弛,在辐照后的17×17验证组件中测燃料棒在栅元中的移动力和滑动力、在抽出燃料棒的空栅元中测栅元摩擦力及栅元尺寸等方法。经比较,各种方法测得的结果基本一致。根据实测结果,还分析了定位格架夹持力辐照松弛的主要影响因素,如快中子积分通量、材料、几何形状、热处理制度及燃料棒直径变化等。说明对新设计的定位格架进行真实工况下的堆内辐照试验颇有意义。     

辐照变形条件下板型燃料组件内热工水力特性研究

考虑流体与燃料组件辐照变形行为之间的相互作用,即双向流固耦合可以使辐照变形计算结果更加符合实际和更为准确,本研究基于Fluent-MpCCI-Abaqus流固耦合技术,实现了对板型燃料组件和冷却剂三维精细流固耦合的模拟,并采用Fluent共轭传热方法对Fluent-MpCCI-Abaqus流固耦合技术进行了对比验证,结果表明两者计算结果符合良好。另外,采用热膨胀方法研究了燃料板辐照肿胀变形程度对流场和温度场的影响,计算结果表明,肿胀变形程度对冷却剂各通道的流量分配和出口温度影响较大,当燃料板肿胀变形量为0.39 mm时,总流量降低为无肿胀变形条件下的72%,各通道流量也随之降低,且变形程度大的通道变化更加显著;随着燃料板肿胀变形程度的升高,中心通道的冷却剂出口温度变化显著,从无变形到变形量为0.39 mm,出口温度从558 K升高到573 K,冷却剂温度上升15 K。