压水堆核电厂堆芯功率能力验证分析

介绍了压水堆核电厂换料堆芯功率能力验证分析的原理和方法。利用中子学计算程序对换料堆芯正常运行工况（一类工况或工况I）和中等频率事故工况（二类工况或工况II）中可能的堆芯功率分别进行模拟。从反应堆物理和热工水力学的角度论证反映一、二类工况堆芯安全性的线功率密度裕量和偏离泡核沸腾比（DNBR）裕量。从而验证一类工况反应堆运行区域和二类工况超漏、超功率保护限值。本文还给出了大亚湾核电站18个月换料堆芯功率能力验证分析的结果。     

不同混合堆芯方案对压水堆CIPS风险的影响研究

为提升核电站的经济效益,越来越多的机构开始研发更加高效的先进核燃料组件。当堆芯引入一种新型燃料组件时,堆芯中的两种组件就会形成混合堆芯。垢致轴向功率偏移（Crud Induced Power Shift,CIPS）作为影响核电安全运行的关键因素之一,其在混合堆芯中的研究也有着重要意义。本文针对某压水堆不同混合堆芯方案下的CIPS风险进行了分析评估,计算结果表明,当混合堆芯引入新型燃料组件较少时,CIPS风险变化较小;当引入较多新型燃料组件时,CIPS风险有所降低。研究结果为新型燃料组件入堆的安全评估提供了数据支撑,同时也为混合堆芯中CIPS风险评估提供了思路和参考。     

压水堆核电厂寿期末堆芯轴向功率偏差控制

堆芯轴向功率偏差(△I)代表轴向功率分布均匀程度,是运行期间需要重点控制的参数.本文对影响△I的各种因素进行了理论分析,结合几次寿期末功率变化时控制△I的实际经验,提供了一种△I控制的方法.     

压水堆燃料棒污垢沉积层内的多物理场耦合

燃料棒表面污垢沉积（CRUD）层的形成一直是压水堆运行中的难题。硼物质在CRUD内的浓缩导致冷却剂饱和温度升高,进而影响热质传输过程,同时增加了堆芯功率偏移（CIPS）的风险。为深入理解CRUD内的传热传质特性,基于灯芯沸腾结构开发了一个二维污垢化学模型。该模型包括沸腾传热、毛细作用流动、组分输运、化学反应和辐照分解等多物理过程,能够合理预测CRUD内的温度、速度和浓度分布。研究结果表明：考虑硼酸挥发过程的情况下,燃料包壳表面温度的预测值更接近WALT实验数据;饱和温度与硼浓缩量密切相关,随着可溶硼在燃料包壳表面浓缩,饱和温度达到峰值619.32 K;CRUD中硼以可溶硼、沉淀硼和吸附硼3种不同形态存在,其中可溶硼占主导,为98.527 5%;CRUD底部的pH值显著增加,在一定温度下LiBO₂的析出量由pH值决定。本文还分析了厚度、孔隙率、烟囱密度和烟囱半径等污垢几何参数对硼浓缩量和沸腾传热过程的影响,结果可为燃料棒表面污垢多物理场耦合提供一种计算框架,为堆芯轴向功率偏移的预测提供技术支持。     

秦二厂CNP600堆芯降功率过程轴向功率偏差的控制研究

随着我国能源的快速发展,核电机组调峰降功率已成常态.调峰降功率期间,轴向功率偏差ΔI控制存在较大难度,ΔI超带事件时有发生.本文先通过Tulip程序对秦二厂CNP600机组降功率过程实际ΔI和计算ΔI的对比,验证Tulip程序对降功率过程ΔI计算的精度满足要求.然后,通过Tulip程序计算,给出更优化的ΔI控制方案.最...     

CNP600堆芯调峰运行时轴向功率偏差影响因素及控制策略研究

随着我国能源的发展,核电将面临着越来越多的调峰运行压力,如采用CNP600堆型的海南昌江核电站,轴向功率偏差ΔI是调峰运行中堆芯功率控制的难点之一。针对CNP600堆芯,分析了慢化剂温度、控制棒棒位、可溶硼浓度等参数对ΔI的影响规律。以此为基础,采用程序模拟了CNP600 3种可能的调峰运行方案,提出了ΔI的控制策略,给出了功率变化过程中ΔI的具体控制方案。研究结果可为CNP600堆芯调峰运行时的堆芯ΔI的控制提供技术支持。     

堆芯轴向功率分布曲线拟合

本文简要地叙述了用 INCA 法将固定的堆内自给能探测器的“读数”拟合成轴向功率分布曲线,提出了将固定的有限长度的自给能探测器的“读数”经简化处理后就可将拟合函数为 x 的4次多项式的最小二乘法进行曲线拟合。选择典型的功率分布曲线,用 INCA 法、拟合函数为 x 的4次多项式最小二乘法和二次样条函数法处理,并比较其结果。考虑了格架的影响后,用拟合函数为 x 的4次多项式的最小二乘法得到的结果是好的,它的计算比样条函数法简单。用这方法还可省去长钒自给能探测器。     

燃料污垢对典型事故工况的影响研究

新版HAD 102/07—2020核动力厂反应堆堆芯设计中明确要求：设计分析应考虑反应堆冷却剂系统正常运行产生的腐蚀产物在包壳表面的沉积导致的燃料棒传热恶化。因此,有必要分析燃料污垢对事故工况下燃料棒传热性能的影响,特别是以燃料芯块温度和包壳温度为验收准则的典型事故工况。本文开发污垢计算模型,采用等效热导率关系式计算含污垢和氧化层的包壳热导率,即认为污垢、氧化层均匀分散在包壳层中,使得包壳热导率变化,该等效包壳层所引起的温度梯度与实际情况相同。随后,基于对“华龙一号”核动力厂事故分析结果,选取了典型非LOCA事故（弹棒事故、功率运行下单个控制棒失控抽出事故）和LOCA事故进行污垢影响研究。结果表明,考虑污垢后,事故过程中的燃料芯块中心峰值温度和包壳峰值温度均有显著上升,但依然满足事故验收准则要求。     

堆芯功率分布重构方法分析

本文介绍了堆芯功率分布重构方法中传统的两种方法：权重系数法及多项式展开法。用堆芯计算程序SMART构造测量和预测状态分布,分别采用权重系数法和多项式展开法进行径向功率重构。计算结果显示,在径向重构中多项式展开法对瞬态及局部下的重构效果并不佳,而权重系数法则能部分重构堆芯局部各处的偏差分布。在稳态下,两种重构算法各有优点。     

计算核反应堆堆芯功率的热平衡试验

反应堆功率运行时,燃耗变化会引起堆外中子通量密度变化,造成RPN核功率测量系统测得的反应堆功率与实际功率出现偏差。为了保证PRN反应堆堆芯功率测量的正确,大亚湾核电站利用热平衡的方法,即利用能量平衡原理计算反应堆堆芯的功率,然后对RPN测得的反应堆堆芯功率数据进行校核。本文主要对热平衡测量核反应堆堆芯功率的方法,计算原理进行全面的描述。     

CARR堆芯燃料管理技术研究

本课题选用WIMSD一4和CITATION两个通用物理计算程序,建立针对CARR堆芯的物理计算模型,研发了CARR专用燃耗计算程序和CARR堆芯换料专用程序,完成程序计算验证和改进。     

岭澳核电站计算堆芯功率的热平衡试验分析

介绍了岭澳核电站反应堆功率运行时,为了保证RPN核功率测量系统反应堆堆芯功率测量的正确,利用KME(试验仪表系统)进行热平衡试验测量核反应堆堆芯功率的方法与计算原理,及其与大亚湾核电站试验测量方法的不同点、技术的改进及存在的问题。     

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。     

燃料污垢对压水堆二类事故分析的影响研究

压水堆二类设计基准工况（DBC-2）的现有事故分析方法中暂未直接考虑燃料污垢的影响,为明确燃料棒表面污垢对DBC-2事故瞬态的影响,本研究针对DBC-2事故基于燃料污垢的作用机理进行了工况识别和关键设计输入分析,并开展了污垢作用下的热工水力响应分析和安全评价。研究结果表明,基于目前的保守分析方法,在DNB分析方面,燃料污垢对二类事故分析的影响可被原分析所包络;在燃料温度分析方面,由于燃料污垢会影响芯块的传热能力,因此事故瞬态中的燃料芯块峰值温度上升。本研究结果为进一步完善DBC-2事故分析方法提供了理论和数据支撑。     

大亚湾核电站延伸运行及降功率期间反应堆轴向功率偏差的控制及其计算机模拟分析

针对压水堆核电站反应堆轴向功率偏差控制比较困难的情况．分析了引起轴向功率偏差的影响因素．特别是降功率对轴向功率偏差的影响。根据分析结果提出相应的控制反应堆轴向功率偏差的策略．以保证核电站功率瞬变运行满足核安全的需要。用计算机模拟了不同控制策略下降功率过程轴向功率偏差的变化．并与大亚湾核电站现场测量系统的测量值比较．证明不同控制策略下的计算机模拟分析结果是可信的。