秦山第二核电厂辐照燃料组件替代中子源的可行性分析

反应堆中子源的作用是提高次临界状态下堆芯的注量水平。在实际运行中,可能发生停堆时间较长致使中子源衰减,或中子源发生破损无法继续使用的情况。本文通过对已辐照燃料组件自发中子源和源量程探测器响应的计算分析,探讨使用已辐照燃料组件替代中子源的可能性。计算结果表明,首组入堆组件燃耗在24 100 MW•d•tU^-1以上即可满足中子计数率监测的要求。本方法可为中子源意外破损提供解决方案。     

CENTER燃料组件堆内辐照考验燃耗计算研究

为验证中国工程试验堆（CENTER）燃料组件设计,在燃料组件正式定型前需开展组件辐照考验,CENTER燃料组件在高通量工程试验堆（HFETR）内采用随堆辐照方式进行辐照考验。根据CENTER燃料组件特点,开展了HFETR辐照考验CENTER燃料组件燃耗计算方法研究,确定了CENTER燃料组件辐照考验堆芯物理计算采用镶嵌耦合方法。结果表明,燃料组件平均燃耗计算值与测量值偏差为3.25%,满足辐照考验要求。      

回堆考验元件裂变气体测量分析

反应堆燃料元件的裂变气体释放率测量是辐照后检验的一项重要内容,它对于评价燃料元件的性能起着重要作用.回堆考验组件采用3×3-2再组装小组件方式,由一期考验的3根老棒、4根新棒和2根控制棒导向管组成.3×3-2小组件在中国原子能科学研究院重水研究堆辐照到燃耗(以金属铀计,全文同)30.9 GW*d/t(老棒)时,堆内出现破损信号.随后将其运至热室,非破坏性检验未发现元件棒破损.为此,采用激光刺孔方法将7根元件棒刺穿,测量元件棒气腔内压和裂变气体释放率.结果表明,元件棒内压均不低于再回堆考验前的压力值,从而进一步证实元件棒未发生破损,与一期考验元件相比,回堆后的燃料棒裂变气体释放率无明显增加.     

小型长寿期铅铋堆主要设备辐照损伤计算

通过计算小型长寿期铅铋堆主要部件和设备的原子离位数dpa,评估结构材料的辐照损伤程度。首先用MCNP计算反应堆内部最敏感的位置,采用SPECTER、SRIM程序分别计算包壳、组件外套管、异型钢、吊篮在寿期内的dpa。结果表明:SRIM与SPECTER计算结果对比,偏差在6%以内;铅铋堆堆内部件辐照损伤最严重的部件是堆芯中心补偿棒组件的外套管,在辐照寿期内dpa为17.95,远小于设计限值30;铅铋堆在寿期内运行,结构材料的辐照损伤均在安全限值范围内。研究结论对小型铅铋堆设计和安全运行具有参考价值。     

氚增殖剂球床组件堆内辐照物理热工计算分析

为验证在中国先进研究堆(CARR)内进行国际热核聚变实验堆(ITER)氚增殖包层模块(TBM)辐照实验的可行性和安全性,进行了氚增殖剂球床组件堆内辐照物理及热工计算分析。氚增殖剂包层模块主要是固态氚增殖剂陶瓷球床。本文采用Monte Carlo粒子输运模拟程序对氚增殖剂球床进行堆内建模,计算球床的中子注量率、能量沉积和产额,得到不同功率下球床的中子注量率、发热功率和产氚速率以及球床组件引入反应堆的反应性。根据物理计算得到的组件各部件发热情况建立热工计算一维模型,通过更改反应堆功率得到满足实验要求的工况并采用三维程序进行验证。物理与热工计算分析的结果表明,在反应堆运行功率为20 MW的工况下球床组件各部件的温度均不超过限值。     

轻水堆一迥路中放射性核素浓度的计算方法及计算机程序

本文分别对轻水堆一回路两种不同的布置方式,推导了一回路中放射性核素浓度的计算方法,并编制了计算机程序。其一是一体化布置方式,即主换热器位于压力壳内,在运行期间一回路水始终处于中子辐照之下;对此又分为在压力壳顶部有气空间和无气空间两种情况。其二是分置式布置,即主换热器位于压力壳之外,在一回路水循环期间仅部分时间处于中子辐照之下。本程序由 FORTRAN 语言编制,在 PDP-11/34 机上运行(程序介绍未写入本文)。     

基于动态差分法的压水堆一回路放射性核素浓度分析

本文通过分析一回路冷却剂在堆芯辐照区、非辐照区、稳压器及化容控制系统中的流动特性,建立核素浓度的动态差分数学模型,模型特征参数可根据实际操作情况进行调整,将每次取水测量值对数学模型计算初始值进行修正,以准确地反映核素浓度变化情况。应用所建立的动态差分数学模型针对某一典型压水堆的实际运行工况进行计算,并将计算结果与Profip5程序计算值进行对比,验证了所建立的数学模型的准确性。然后,对压水堆一回路放射性核素浓度进行计算分析,得到一回路冷却剂核素浓度和辅助系统中核素平衡浓度,以及各系统核素浓度随时间的变化规律和停堆时一回路核素的浓度变化规律。结果表明,所建立的动态差分数学模型冷却剂核素计算值与Profip5计算值相差不大,化容控制系统对一回路放射性核素的净化率与国家标准中提供的净化率相吻合,方程组可用于压水堆不同工况下冷却剂核素浓度计算,在燃料破损监测时,对分析破损发生的时间、预估破损后冷却剂核素浓度峰值、计算破口所在燃耗区域及大小均有重要意义。     

铅铋快堆一回路充排系统可靠性分析

铅铋快堆属于第四代反应堆,其一回路采用液态铅铋合金冷却.铅铋快堆一回路充排系统可以调节反应堆主容器内液态金属液位,该系统充满含有放射性物质的液态金属,其可靠性水平对反应堆运行及安全有重要影响.本文以中国科学院核能安全技术研究所·FDS团队自主设计的铅铋快堆一回路充排系统为研究对象,运用故障树分析方法对该系统进行可靠性分...     

船用堆中破口失水加全部电源丧失事故分析

针对船用堆的运行特点,制定了船用堆发生中破口失水叠加全部电源丧失事故时的事故序列,运用RELAP5/MOD3.2程序对某船用堆30%额定功率运行时,一回路主管道上发生30 mm不可隔离的中破口失水叠加全部电源丧失事故进行了分析,并讨论了事故下燃料元件的完整性。结果表明：在发生该类叠加事故后,热阱丧失,反应堆的剩余热将无法导出,堆芯燃料元件会发生大面积破损。研究结果可为运行人员的事故处理和操作提供参考。     

模块式套管型随堆辐照考验装置的研制

为进行材料在高γ释热区的辐照考验,研制了模块式套管型随堆辐照考验装置(MTIR)。该随堆辐照考验装置具有辐照温度测量和调节功能,在高γ释热率条件下能够对试验段进行强化冷却。堆内验证试验表明,该装置能够实现材料样品的辐照考验指标,可使高通量工程试验堆(HFETR)内层辐照孔道得到有效利用,缩短材料堆内辐照试验周期,提高HFETR辐照能力。     

中国先进研究堆(CARR)工程燃料组件设计验证试验

中国先进研究堆(CARR)采用的燃料组件在国内尚属首次加工与使用。为了保证燃料组件的完整性和安全性,满足堆安全运行的需要,对燃料板和组件的结构稳定性、流致振动、临界流速、热循环、堆内辐照等进行了设计验证试验。结果表明,CARR燃料组件的设计和加工工艺是合理的,谈组件在反应堆实际运行条件下是稳定和安全的。     

陶瓷球床组件堆内辐照在线产氚物理计算分析

对陶瓷球床组件的堆内辐照情况进行物理计算分析有助于改进辐照装置的设计,完善辐照方案。按照堆内辐照陶瓷球床组件的实验技术要求,采用MCNP程序对陶瓷球床组件在不同孔道内的辐照情况进行了产氚量、产氚速率、发热量等计算。计算结果表明：采用天然丰度⁶Li的陶瓷球床组件在考验孔道内以半功率辐照能满足实验技术要求;如要采用满功率辐照,则需将组件中心位置提升至活性区中平面以上23 cm处。     

10MW高温气冷堆一回路氦气品质研究

10MW高温气冷堆以氦气作为冷却剂,氦气中含有H2O、CO2、H2、CO、CH4、N2、O2等7种影响氦气品质的杂质。分析反应堆在不同工况下的氦气品质数据的变化规律,可证明一回路氦气在反应堆功率运行过程中经氦气净化系统净化后,氦气品质能够满足技术规格书要求。但随一回路氦气平均温度的升高,氦气品质呈下降趋势,并可初步判断存在缓慢变化的杂质源项为水。     

模块式套管型随堆辐照考验装置Ansys CFX热工分析

模块式套管型随堆辐照考验装置应用于高通量工程试验堆高通量区材料辐照试验。本文利用计算流体动力学(CFD)软件Ansys CFX对该装置试验段进行热工分析。分析表明,材料样品堆内辐照试验结果与热工分析结果基本一致,Ansys CFX的热工分析结果准确,可以应用于辐照考验装置设计。     

中国先进研究堆一次冷却剂回路密封垫破损事件分析与处理

本文介绍了中国先进研究堆（CARR）一次冷却剂回路密封垫破损事件以及运行人员对事件的处理过程,剖析了事件发生的根本原因即管路法兰原安装的缺陷,分析了事件后果影响,即造成冷却剂泄漏,指出该事件未对工作人员辐射安全造成影响,未对反应堆及关键系统设备造成影响,泄漏水均在厂房内,对环境无影响,反应堆各项参数均未超出技术规格书中规定的运行限值与条件。本文对事件的过程数据与安全分析报告的内容进行了分析比较,针对事件发生的原因以及处理过程中遇到的一些问题,按照纵深防御的原则,分别从密封垫选型更换、增设法兰防护套、增设渗漏信号以及加强控制技术等方面阐述了系统的改进及优化。     

反应堆燃料组件破损检查装置

反应堆在运行中发现冷却剂中的放射性水平增高,在确信燃料棒有破损的情况下,就要停堆,找出破损组件。进而找出破损单棒。然后,或是通过调换破损单棒,使破损组件修复继续参加运行,或是将破损组件另行存放,不再运行。为了积累燃料组件破损检查装置的设计经验,同时为了检查一批存放已久的考验燃料组件,以对燃辩组件的质量做出评价,我们设计安装了燃料组件破损检查装置。并进行了校核模拟试验和正式的检查。     

高燃耗下快堆燃料与包壳的化学相互作用模型建立及验证

快中子反应堆二氧化铀燃料元件在高燃耗、高中子注量率、高线功率和高温状况下运行,燃料与包壳材料会发生复杂的物理化学相互作用。燃料元件化学相互作用模型的建立对高燃耗快堆燃料元件的设计非常重要。针对快中子反应堆氧化物燃料元件与包壳材料发生的化学相互作用,采用动力学模型建立了二氧化铀与奥氏体不锈钢、铁素体-马氏体钢包壳材料的化学相互作用模型,并通过实验数据验证该模型。结果表明：建立的快堆二氧化铀燃料与奥氏体不锈钢的腐蚀模型可以成功预测最大燃耗10.8at%、辐照损伤87.5 dpa的包壳腐蚀;建立的快堆二氧化铀燃料与铁马钢的腐蚀模型可以成功预测最大燃耗9.3at%、辐照损伤76.6 dpa的包壳腐蚀。研究结果为高燃耗二氧化铀辐照元件及示范快堆燃料元件的设计和性能预测提供重要的参考价值。     

秦山核电厂燃料元件内辐照考验的分析和评价

为了验证秦山核电厂燃料元件的堆内性能,在重水试验堆开展了3×3-2小元件堆内综合辐照考验。本文就影响考验结果的若干技术问题和考验条件进行了仔细的分析,充分论证了该试验具有的实际意义。考验件在堆内经历了相当电厂堆稳态工况和一般事故工况的考验。 考验棒最大燃耗达34GWd/tU,棒最大表面热负荷达1.39MW/m~2。在整个考验过程中没有发生考验棒的破损。文章最后就考验结果在验证燃料元件性能及其在电厂堆内安全可靠运行方面进行了评价。     

秦山核电厂燃料元件堆内辐照考验的分析和评价

为了验证秦山核电厂燃料元件的堆内性能,在重水试验难开展了3×3—2小元件堆内综合辐照考验。本文就影响考验结果的若干技术问题和考验条件进行了仔细的分析,充分论证了该试验具有的实际意义。考验件在堆内经历了相当电厂堆稳态工况和一般事故工况的考验。考验棒最大燃耗达34GWd/tU,棒最大表面热负荷达1.39MW/m_2。在整个考验过程中没有发生考验棒的破损。文章最后就考验结果在验证燃料元件性能及其在电厂堆内安全可靠运行方面进行了评价。     

压水堆燃料棒堆内瞬态试验技术研究

燃料棒堆内瞬态试验是高性能燃料组件研究的重要课题之一。试验的最终目的是确定国产压水堆燃料棒在不同燃耗下运行的破坏阈值,研究其破坏机理,为国产高性能燃料组件的设计积累数据。 瞬态试验的堆内试验于2001年5月在中国原子能科学研究院重水研究堆上进行。试验装置位于反应堆的中央孔道,燃料棒的释热由堆内试验回路带出。试验中燃料棒的功率跃增是通过移动固体中子吸收体实现的,即反应堆在稳定运行时,利用移动固体中子吸收体调节反应堆局部功率的方式,使燃料棒的辐照功率由低功率跃增到高功率。为获取功率测量数据并验证试验的可重