我国核电厂规划限制区设置现状分析

本文简要概述了我国核电厂规划限制区的立法和管理文件情况,分析了现有核电厂规划限制区设置情况,提出了重视规划限制区的双面属性、推动规划限制区的管理条例建立、做好核电厂应急及事故环境影响评价分析和规划限制区整体区域规划等建议。     

浅析核电厂规划限制区的设置和监管

根据我国现行法律法规及有关规定,从安全管理（应急准备和预防外部人为事件）和经济发展的角度,分析了核电厂规划限制区的划分和设置,指出核电厂规划限制区监管的现状和不足,提出了完善法律法规建设、设立核电厂规划限制区发展基金以便动态管理和补偿等建议。     

小型模块化熔盐快堆燃料管理初步分析

由于燃料随熔盐流动的特性以及可以进行在线添料与处理的特点,液态燃料熔盐堆的燃耗分析与燃料管理和传统固态燃料反应堆有很大不同,需要针对液态燃料熔盐堆的特点重新开发燃耗分析与管理程序。本文针对液态燃料熔盐堆的熔盐流动特性以及在线添料与处理功能,基于MCNP5和ORIGEN2.1燃耗耦合程序,开发了适用于液态燃料熔盐堆的燃料管理程序,并应用于一种小型模块化熔盐快堆的燃料管理和分析,对比分析了5种不同运行方案以及分批在线添料情况下,运行30年期间keff的变化情况及重要核素的演化情况。计算结果表明,采用不断调整添料率的连续在线添料运行方案和固定批量添料的运行方案,都可以让小型模块化熔盐快堆维持运行在一个较小的keff波动范围之内。开发的燃料管理程序适用于液态燃料熔盐堆的研究,同时可以为液态燃料熔盐堆的设计及燃耗管理和分析提供有价值的参考。     

美国核管会关于小型模块堆厂址人口要求的考虑及启示

本文介绍了美国核管理委员会(NRC)关于反应堆选址过程中与人口因素相关的审管要求和评估准则,详细分析了NRC针对小型模块堆对涉及厂址人口要求法规的4种修订方案,提出我国在制定小型堆厂址人口要求过程中需要关注的问题:(1)考虑到总体社会风险并从厂址比选的角度出发,建立一个恰当的反应堆距人口集中居住区(或人口中心)边界的距离是必要的。此外,从纵深防御考虑,小型堆厂址仍然需要与人口集中居住区保持一个适当的距离;(2)基于小型堆选址事故后果及影响范围,建立与大型商用核动力厂相同社会风险水平的评价指标(如事故工况下厂址周围的集体有效剂量)是有益的;(3)公众可接受性和选址政策也是小型堆能否靠近人口集中居住区的重要因素。     

小型堆二次侧非能动余热排出系统特性计算分析

为提高反应堆安全性,基于自然循环的非能动余热排出系统在小型反应堆中有着广泛的应用。本文基于已完成的小型一体化核动力装置中间回路换热实验,用RELAP5(Reactor Excursion and Leak Analysis Program)对中间回路自然循环运行特性开展了计算分析工作。研究发现,载热功率的程序计算结果与实验数据符合良好,可表征系统的自然循环特性。在余热排出系统中,系统回路的压力由蒸汽发生器（Steam Generator,SG）一次侧平均温度所决定,SG一次侧入口温度、质量流量与冷热源高度差对余热排出系统换热性能影响显著。当SG一次侧入口温度较高时,余热排出系统换热性能对系统回路阻力更加敏感,这些结果为进一步研究小型堆非能动系统提供了有价值的应用。     

用于气态燃料堆和超高温气冷堆的流体动力学计算及传热模型

提出了一种适用于超高温气冷笔气态燃料反应堆的热场和流场的Ｎａｖｉｅｒ－Ｓｔｏｋｅｓ方程求解的计算方法。使用稳式－显式的、有限体积的ＭａｃＣｏｒｍａｃｋ方法与Ｇａｕｓｓ－Ｓｅｉｄｅｌ线性迭代算法相结合来求解轴对称的薄层Ｎａｖｉｅｒ－Ｓｔｏｋｅｓ方程。补充使用了一种焓再平衡方法,通过应用壁面热流得到敛解。计算了在超高温气冷堆内氦及在可变边界条件下（如绝热、等温、等热流密度）气态燃料反应堆内四氟化铀（Ｕ     

小型堆严重事故下安全壳内氢气行为分析

采用MELCOR程序,对小型堆破口叠加全部电源丧失的典型严重事故进行计算,并对安全壳内发生氢气燃烧、爆炸的可能性进行分析。结果表明:主管道直径3.72%的破口叠加全部电源丧失后,堆芯裸露,出现熔堆事故;同时锆水反应产生的大量氢气进入安全壳,使安全壳内氢气含量上升,在安全壳局部空间、屏蔽水箱内出现氢气燃烧。但由于小型堆安全壳净容积较小,水蒸气含量较高,氧气含量较少,不会导致氢气爆炸。     

聚变-裂变混合能源堆一维计算模型燃耗分析

聚变-裂变混合能源堆包括聚变中子源和以天然铀为燃料、水为冷却剂的次临界包层,主要目标是生产电力。利用输运燃耗耦合程序系统MCORGS计算了混合能源堆一维模型的燃耗,给出了中子有效增殖因数k_eff、能量放大倍数M、氚增殖比TBR等物理量随时间的变化。通过分析能谱和重要核素随燃耗时间的变化,说明混合能源堆与核燃料增殖、核废料嬗变混合堆的不同特点。本文给出的结果可作为混合堆中子输运、燃耗分析程序校验的参考数据,为混合堆概念研究提供了基础数据。     

小型模块化增殖焚烧快堆MA嬗变性能分析

次锕系核素(Minor Actinides,MA)作为长寿命高放射性核废料,在乏燃料放射性中占据主导位置。乏燃料最小化是保证核能可持续发展的重要环节,而嬗变是安全处置乏燃料的有效途径。小型模块化增殖焚烧(Breed and Burn,BB)快堆的中子经济性较好,燃烧寿期长,装料方式灵活多样,可用于增殖产生易裂变核燃料、嬗变长寿命核废料,从而解决核电发展中前端核燃料供给和后端乏燃料处理问题。本文分析对比了U3-MA和U5-MA燃料装载模式的临界、燃耗和安全性能,并系统研究了两种装料模式在BB快堆上嬗变MA的性能。结果表明:两种装料方式均能达到较好的嬗变性能,且MA的添加还能使反应堆寿期更长,堆芯中子经济性更高;此外,从安全性能上来看,添加MA对钍铀燃料循环的缓发中子份额影响较弱,但是对其燃料多普勒系数影响较强,这为后续钍铀、铀钚燃料循环选取合理的MA装载份额提供了参考依据。     

小型模块化超级安全气冷堆中子学特性研究

为分析小型模块化超级安全气冷堆堆芯中子学特性,建立六棱柱燃料组件模型,利用蒙特卡罗程序和ORIGEN程序的耦合计算,研究TRISO颗粒致密度、燃料富集度、TRISO颗粒大小、栅距比、TRISO颗粒包层厚度和燃料棒直径等物理参数对寿期等特性的影响。研究结果表明,寿期长度随着燃料富集度、栅距比的增大而单调增大;燃料棒直径、TRISO颗粒致密度、TRISO颗粒尺寸大小对寿期长度也有一定的影响;TRISO颗粒包层厚度对寿期长度的影响很小。基于该结果,初步设计出小型模块化超级安全气冷堆的堆芯装载方案,其寿期满足20 a不换料的寿期长度要求。      

钠冷行波堆和驻波堆堆芯特性对比分析

采用自开发的MCNP-ORIGEN耦合程序MCORE对所设计的钠冷行波堆和驻波堆开展中子学和燃耗分析;基于MCORE获得的功率分布,采用自开发的钠冷快堆堆芯稳态热工水力分析程序SAST对钠冷行波堆和驻波堆堆芯开展热工水力分析。对比钠冷行波堆和驻波堆的堆芯物理特性和热工水力特性,结果表明：驻波堆在燃耗、最高包壳和燃料芯块温度方面具有优势,而行波堆在反应性波动和堆芯冷却剂出口温度均匀性方面具有优势。     

基于双群点堆模型的小型压水堆反应性扰动的动态模拟

本文采用双群点堆动力学模型耦合传热集总参数模型,分别对小型压水堆高、低功率条件下反应性扰动进行模拟,并与三维仿真模型进行比较.结果表明:本模型可较好地模拟小型压水堆反应性扰动情况下的功率、温度变化趋势及峰值,且分析时间短,能满足工程精度要求,可用于小型反应堆正常运行以及事故状态下反应性扰动的现场超时预测.     

铀氢化锆元件小型动力堆应用可行性分析

介绍了铀氢化锆燃料元件的主要性能和特点(尤其是热物理性能和堆内辐照性能),以及将铀氢化锆元件应用于动力堆所完成的一些研究概况.在此基础上,对铀氧化锆元件小型动力堆的技术可行性进行了论证和分析.结果表明:将铀氢化锆元件作为小型动力堆元件在燃料元件方面不存在严重的技术问题;使用细棒铀氢化锆元件的小型动力堆仍有较大的瞬发负温度系数,具有一定的固有安全性.     

一体化小型氟盐冷却高温堆瞬态特性分析

根据下一代核能系统的发展目标,提出了采用自然循环的一体化小型氟盐冷却高温堆的概念。利用修改后的RELAR5-MS系统分析程序,建立了一体化小型氟盐冷却高温堆模型,并得到其稳态特性参数。在此基础上,对其在满功率运行状态下的反应性引入事故和失热阱事故进行了分析。分析计算表明,在反应性事故工况下,由于自然循环的存在,堆芯冷却剂流量随着堆芯温度发生动态变化,最终达到新的稳态,燃料棒和冷却剂温度均处于安全限值范围内。在失热阱事故下,反应堆负反馈的特性使得堆芯功率逐渐降低并实现自动停堆,即使不考虑余热排出系统的作用,燃料组件和冷却剂温度上升缓慢,在140 h内,燃料棒和冷却剂温度均处于全限值范围内。结果表明,一回路采用自然循环冷却的一体化小型氟盐冷却高温堆具有良好的固有安全性。     

小型模块化快堆中含铪控制棒的设计与分析

快堆一般采用以碳化硼（B4C）为吸收剂的控制棒进行反应性控制。小型模块化快堆中子泄漏率较大,增殖能力偏弱,单位燃耗反应性损失较大。模块化反应堆运行周期较长,且需要紧凑型堆芯设计,控制棒数量有限。因此,小型模块化快堆需要高10B富集度的B4C进行反应性控制。由于吸收剂燃耗深、功率密度高且导热能力受辐照削弱严重,B4C的安全使用寿命有限。本文通过对比硼化铪（HfB2）、氢化铪（HfH162）和传统B4C为吸收剂的控制棒的反应性价值、堆芯功率分布、堆芯反应性反馈系数、控制棒温度裕度与吸收剂燃耗深度,发现HfB2有更高的安全裕度和更长的安全使用寿命。HfH162控制棒略微改善了功率分布,但其高温氢气解离问题有待进一步研究。     

模块式小型堆失水事故后堆芯硼浓度分析研究

分析评价了模块式小型堆失水事故后可能出现的堆芯硼浓度过度累积问题,基于硼质量守恒原理,推导堆芯硼浓度演变的控制方程,计算分析了自动卸压系统阀门开启前的短期运行期间和开启后长期运行期间的堆芯硼浓度变化规律。结果表明,模块式小型堆的非能动专设安全系统设计能够防止失水事故后的堆芯硼结晶和重返临界。     

基于节点模型的空间堆系统动态特性分析

建立集总参数法的碱金属冷却空间堆系统动态特性分析的节点模型,利用Simulink软件开发了空间堆系统动态特性分析程序,并利用设计参数对程序进行验证。分析了控制鼓转角和外部负载电阻阶跃变化时的系统动态响应特性。结果显示:在控制鼓角度阶跃变化引入正反应性时,堆芯功率迅速上升尔后由于负反馈而达到新的稳定状态,但热电偶(TE)电功率的输出有一定的延迟。在外部负载电阻阶跃变化时,TE热电转换电功率输出快速升高,使得TE热端温度升高,堆芯温度升高,由于负反应反馈导致堆芯温度下降。比较两者瞬态响应,外部负载电阻的变化较控制鼓角度的变化引起TE电功率输出的响应要快速。     

一体化小型自然循环反应堆流动非对称性机理分析

为研究一体化小型自然循环反应堆稳态条件下的流动非对称性机理,通过总结当前国际自然循环反应堆的主要设计特征,建立了自然循环典型三维分析模型,采用计算流体动力学（CFD）方法对竖直稳态下自然循环进行了数值模拟,并针对不同混流截面的速度和温度分布特性进行了分析。结果表明：较大尺度的自然循环系统在理想竖直稳态自然循环条件下,存在周向的流量和温度分布不均匀性,其中流量分配的不均匀性较温度分布情况更突出。竖直稳态自然循环的主流流量和温度均呈现偏心趋势,属于系统层面的偏差,而不只是局部流动分配不均衡问题。     

模块式小型堆汽轮机事故停机工况下RCS超压分析研究

采用RELAP5程序对模块式小型堆汽轮机事故停机工况下的反应堆冷却剂系统(RCS)超压进行了研究。为防止汽轮机事故工况下RCS超压,从减少堆芯能量的产生、一回路超压保护2方面进行了设计改进。分析结果表明,选择合理的波动管流通面积,能够有效缓解RCS超压。     

传热点堆模型及其在反应性事故分析中的应用

为了估算反应性事故中的传热效应,本文把传热集总参数模型与点堆模型耦合起来分析反应性事故。此法与绝热点堆模型相比,所得结果具有较高的精度,但计算量增加不大。