百万千瓦级环形MOX燃料堆芯设计

对环形UO2燃料及环形MOX燃料组件参数的计算方法进行了研究。设计了包含193盒环形UO2和MOX燃料组件的混合型长周期(18个月)堆芯方案。对设计的堆芯的重要物理参数进行了分析,并对各循环进行了燃耗计算。结果表明,装载约30%MOX组件的堆芯可在百万千瓦功率下实现长周期换料。堆芯从初装载可安全过渡到平衡循环,各循环的重要物理参数均满足设计要求,说明设计的堆芯及燃料管理方案是安全可行的。     

基于一次通过式和闭式燃料循环的快堆堆芯概念设计研究

分别针对一次通过式和闭式燃料循环提出了2种钠冷快堆概念设计,2种堆芯均采用金属燃料以达到更优的增殖性能。首先,设计了高增殖比的快堆堆芯,该方案增殖比可达到1.4,倍增时间约11 a。提出了用于长寿期运行的快堆堆芯,该方案利用倒料的方式实现堆内增殖-焚烧,达到38 a的不换料运行。在此基础上,比较了两种基于不同策略快堆设计的差异,从堆芯参数、资源利用率和经济性等角度对不同理念的快堆设计进行了初步的分析。     

中核运行秦二厂第二循环堆芯燃料管理的优化与改进

在反应堆工程设计上,第二燃料循环堆芯燃料管理设计的限制较多,设计困难较大,在很大程度上制约了电厂经营管理者对燃料循环长度的要求。通过对中核运行秦二厂第二燃料循环堆芯燃料管理策略的不断优化和改进,在其4台机组满足安全限值的要求下,实现了电厂年度换料的经营管理要求,提高了燃料使用效率和电站的经济性。对秦二厂第二燃料循环堆芯燃料管理策略改进的成功实践可为其他电厂提供借鉴。     

脉冲堆燃料元件设计引论

本文总结了脉冲堆燃料元件设计经验,论述了脉冲堆工作特点、燃料性能、燃料元件设计准则和设计内容,对脉冲堆燃料元件设计提出了指导性建议。     

压水堆燃料组件设计准则

本文提出了压水堆核电厂燃料组件的设计准则并给予简要说明,以便对我国燃料组件设计准则的制订工作提供参考和讨论。     

CNP650长燃料循环长短交替运行管理研究

海南核电厂1、2号机组采用我国自主设计的CNP650反应堆,由于海南电网存在着明显的用电峰谷期,使得海南核电厂从年换料向长燃料循环过渡的关键在于循环长度差异巨大的长、短交替运行设计。面向上述目标,本文针对CNP650反应堆,完成了新燃料组件类型和富集度设计、新燃料组件数目及布置设计、独立过渡循环设计,得到了CNP650反应堆长、短交替运行的长燃料循环燃料管理策略,从1号机组第5循环开始,通过4个过渡循环,进入循环长度分别为517.3等效满功率天（EFPD）和464.0EFPD的交替运行平衡循环,各项参数满足长燃料循环燃料管理设计要求,有效地解决了海南核电厂长周期运行的特异性需求,可直接应用于海南核电厂长燃料循环运行。      

核燃料循环中的技术与工业演变

本文介绍了从天然铀开采到燃料生产直到后处理的整个燃料循环中的技术和工业演变。核燃料循环的焦点是燃料组件的设计和制造。燃料制造业最重要的发展是以轻水堆 MOX 燃料形式出现的钚再循环。高杰马集团在燃料循环工业中处于领先地位。     

AFA3G燃料组件和燃料棒的辐照生长

叙述了AFA3G燃料组件和燃料棒在辐照情况下的生长机理，设计准则，计算方法和计算结果，论证了在大亚湾18个月换料情况下，AFA3G燃料棒和燃料组件的辐照生长满足设计准则的要求，并给出了设计的裕量值。     

AFA 3G与AFA 2G燃料棒性能分析

阐述了保证燃料棒完整性应遵循的设计准则，给出了分析所采用的计算方法，用COCCINEL程序计算了各种极限燃料棒性能，验证了燃料棒的设计能满足相关准则的要求。     

水堆燃料设计改进

本文对水堆燃料设计的改进作了较为全面的叙述,诸如加深燃耗、提高铀的利用率、改进燃料的运行特性、使用环形燃料芯块和使用 Gd_2O_3可燃毒物等。本文也介绍了世界上一些先进压水堆的燃料设计情况,如法国先进谱移堆的燃料设计、日本先进谱移堆的燃料设计和美国燃烧工程公司 MAP 堆的燃料设计以及中国 AC-600燃料设计的考虑。     

AFA 3G燃料组件生产技术、质量总结

从工艺、质量两个方面对AFA 3G燃料棒、骨架和燃料组件的制造和检验进行了简要总结。讨论了一些在制造工艺准备和生产过程中遇到的难点及解决方法。     

秦山三期CANDU重水堆燃料的设计与性能

分别从设计特点，堆内外试验验证和堆内运行经验等方面阐述了ＣＡＮＤＵ重水堆燃料具有高的性能的原因。为实现不停堆换料能力，ＣＡＮＤＵ－６采用了独特的燃料设计，１９８５－１９９６年１０年内，在５６５０００组３７根棒的卸料组件中，其破损率已由从前的０．１％降至０．０４％，相应的单根燃料破损率在２３＊１０＾－５以下。     

燃料组件修复装置的设计

核电站反应堆燃料组件修复装置包括燃料棒更换装置、燃料棒定位小车和燃料篮倾翻装置3套设备。燃料篮倾翻装置能实现待检修燃料组件翻转的功能;燃料棒更换装置在燃料棒定位小车上能进行3个方向的移动,对准工位后对单根燃料棒进行检修。     

广东核电机组模拟装料错误的安全分析

2001年4月,法国Dampierre4机组发生了燃料装载错误,导致次临界度降低。虽然广东核电机组一直采用“蛇形”装料方式,仍然需要对其发生类似装料错误后的次临界度进行计算,分析其堆芯的安全性,以验证广东核电机组装料过程的安全保障。本文通过对不利循环的保守计算分析表明,如果岭澳核电站和大亚湾核电站发生与法国Dampierre4机组同样装载错误,虽然会造成一定程度的新燃料集中摆放,但仍能满足FSAR要求的次临界度,可以保证不发生超临界的安全事故。     

新型燃料组件CANFLEX在秦山三期重水堆中的应用研究

介绍了CANDU堆新型燃料组件CANFLEX的特点,分析了其物理性能及热工水力特性,并对在秦山三期CANDU-6堆中应用CANFLEX组件的可行性进行了研究。结果表明。CANFLEX组件通过改进热工水力特性,提高了反应堆安全裕度。在CANDU-6堆中应用CANFLEX组件替代目前的NU-37组件不会影响堆芯功率分布和峰值,功率波动幅度变化也很小。由此证明。在秦山三期CANDU-6堆中应用     

In-core fuel management strategy for the basket-fuel-assembly molten salt reactor

Molten salt reactor, with good economics and inherent reliability, is one of the six types of Generation IV candidate reactors. The Basket-Fuel-Assembly Molten Salt Reactor(BFAMSR) is a new concept design based on fuel assemblies composed of fuel pebbles made of TRISOcoated particles. Four refueling patterns, similar to the fuel management strategy for water reactors, are designed and analyzed for BFAMSR in terms of economy and security.The MCNPX is employed to calculate the parameters, such as the total duration time, cycle length, discharge burnup,total discharge quantity of ~(235)U, total discharge quantity of ~(239)Pu, neutron flux distribution and power distribution. The in–out loading pattern has the highest burnup and duration time, the worst neutron flux and power distribution and the lowest neutron leakage. The out–in pattern possesses the most uniform neutron flux distribution, the lowest burnup and total duration time, and the highest neutron leakage.The out–in partition alternate pattern has slightly higher burnup, longer total duration time and smaller neutron leakage than that of the out–in loading pattern at the cost of sacrificing some neutron flux distribution and power distribution. However, its alternative distribution of fuelelements cut down the refueling time. The low-leakage pattern is the second highest in burnup, and total duration time, and its neutron flux and power distributions are the second most uniform.     

压水堆堆芯燃料管理软件包——PSUI-LEOPARD/ADMARC 和 PSUI-LEOPARD/NGMARC

本文简要介绍二维多循环堆芯燃料管理软件包 PSUI-LEOPARD/ADMARC,同时介绍以节块格林函数方法为基础的燃料管理软件包 PSUI-LEOPARD/NGMARC。对二维 LWR 基准题及三里岛核电站(TMI-1)的第一和第六两个循环作了验算,计算结果表明 PSUI-LEOPARD/NGMARC 不仅计算精度高于 PSUI-LEOPARD/ADMARC,而且计算速度提高了一倍。     

关于PWR及CANDU堆先进燃料管理策略的研究

阐述开展先进燃料管理策略研究的必要性与紧迫性。对我国秦山核电厂的燃料管理策略的改进进行了初步探讨,包括提高富集度延长循环长度、增大平均卸料燃耗、应用先进可靠毒物和低泄漏优化换料、改进燃料组件设计和适当提高功率等,并对可能取得的重大经济效益进行了讨论。提出研究ＰＷＲ的乏燃料在ＣＮＡＤＵ堆中应用及形成ＰＷＲ／ＣＡＮＤＵ联合燃料循环的可行性,以提高燃耗深度,增加能量输出,降低发电成本。     

三维六角形组件压水堆堆芯燃料管理计算及程序系统研究

介绍所研制的WWER型压水堆堆芯燃料管理计算程序系统TPFAP-H／CSIM-H，六角形组件均匀化计算程序TPFAP-H是在压水堆正方形组件程序TPFAP的基础上，采用穿透概率法与响应矩阵方法相结合计算六角形组件内中子能谱分布，并考虑六角形栅元特点改造开发而成的CSIM-H是以先进六角形节块扩散程序为基础．参照SIMULATE程序功能而研制的物理-热工水力耦合的三维六角形节块PWR堆芯燃料管理程序两者通过接口程序LINK连接起来，可以考虑燃耗，功率、慢化剂密度变化．控制棒、氙等参数的多种反馈效应对IAEA的WWER-1000型Kalinin核电厂基准问题的校算的结果表明，临界硼浓度、功率和燃耗分布等结果与国际各研究机构的结果吻合良好，偏差均在工程要求之内。     

Fuel management optimization based on power profile by Cellular Automata

Fuel management in PWR nuclear reactors is comprised of a collection of principles and practices required for the planning, scheduling, refueling, and safe operation of nuclear power plants to minimize the total plant and system energy costs to the extent possible. Despite remarkable advancements in optimization procedures, inherent complexities in nuclear reactor structure and strong inter-dependency among the fundamental parameters of the core make it necessary to evaluate the most efficient arrangement of the core. Several patterns have been presented so far to determine the best configuration of fuels in the reactor core by emphasis on minimizing the local power peaking factor (P_q).