压水堆提高燃耗的经济效益——大亚湾核电站及秦山核电站(一期)提高燃耗的前景

提高卸料燃耗会给电力公司带来很大经济上的好处。用作者自己开发的计算机程序DQUECO,在给定的条件下,详细计算了秦山核电站(一期)和大亚湾核电站,12个月循环周期、不同卸料燃耗下,燃料循环总价格及各燃料循环段的价格分量。指出大亚湾核电站燃耗从33.0GWd/tU提高到40.7GWd/tU,秦山核电站(一期)燃耗从24.0GWd/tU提高到32.0GWd/tU,不仅技术可行,而且有很好的经济效益。     

压水堆核燃料循环的经济分析程序介绍

所开发的压水堆核燃料循环分析计算机经济程序包括12个子程序,代表着压水堆整个核燃料循环各种不同的工艺过程。本程序能算出压水堆核电站核燃料循环中燃料费用对发电成本的影响,给出各工艺过程对燃料成本的敏感度分析,并尽可能给出燃料循环中燃料材料及服务的价格数据.     

压水堆提高燃耗的经济效益——大亚湾核电站及秦山核电站(一期)提高燃耗的前景(英文)

提高卸料燃耗会给电力公司带来很大经济上的好处。用作者自己开发的计算机程序DQUECO,在给定的条件下,详细计算了秦山核电站(一期)和大亚湾核电站,12个月循环周期、不同卸料燃耗下,燃料循环总价格及各燃料循环段的价格分量。指出大亚湾核电站燃耗从33.0GWd/tU提高到40.7GWd/tU,秦山核电站(一期)燃耗从24.0GWd/tU提高到32.0GWd/tU,不仅技术可行,而且有很好的经济效益。     

燃耗对船用压水堆温度系数的影响效应分析

根据船用压水堆临界棒位、固体可燃毒物以及核燃料物理性能随燃耗的变化规律,分析了这些参数变化对反应堆温度系数的影响,得出船用压水堆温度系数随燃耗的变化规律,即在整个燃耗寿期内,船用压水堆具有负的温度系数,但随燃耗的加深温度系数的绝对值将逐渐减小.     

压水堆堆芯三维燃耗分析

本文介绍三维粗网燃耗分析模型及计算程序,并着重研究了截面参数局部燃耗修正,温度反馈效应,部分长度可燃毒物棒的应用以及二维计算与三维计算结果的差异。从一个45万千瓦(热)堆芯的三维燃耗分析所得出的有关结论,对改进压水堆堆芯设计和燃耗分析是很有意义的。     

2050年前我国压水堆核燃料循环模式研究

根据中国工程物理研究院的《中国能源中长期(2030、2050)发展战略研究》报告,以我国的两种主流堆型—大亚湾M310和三代AP1000为研究对象,由我国核燃料循环现状和未来发展目标,假定了2050年前我国压水堆核燃料循环的几种可能模式,并利用DESAE-2(核能情景分析软件)计算了假定模式下的铀钚资源需求与高放废物的提取量。计算结果可为我国核能发展策略提供数据参考。计算结果的比较与分析表明,扩大装有MOX燃料的在运营压水堆规模能更有效地节省铀资源,而决定装有MOX燃料的在运营压水堆规模大小的关键在于所具有压水堆乏燃料后处理能力的大小。     

压水堆核燃料循环情景模式初步研究

根据我国核电发展现状和中长期发展规划及中长期（2030、2050）发展战略研究,假设2050年前我国压水堆核电发展规模,基于压水堆乏燃料后处理,回收的钚做成MOX燃料放入压水堆中使用,MOX燃料只使用1次的循环模式,进行核能发展情景研究。基于压水堆可装载30%比例MOX燃料的已有研究结果,考虑我国主要的两种压水堆堆型M310和AP1000,进行压水堆核燃料循环分析。利用核能发展情景动态分析程序DESAE-2,给出了不同情景模式下天然铀需求量、乏燃料累计量等。结果表明：至2050年,B₁和B₂模式较A模式分别节省天然铀4.1万t和2.9万t。     

国外压水堆高燃耗燃料发展现状及前景

许多国家正在大力发展压水堆高燃耗燃料,其批平均目标卸料燃耗能够达到5.0—5.5万兆瓦天/吨铀,因此显著地提高了铀利用率。高燃耗燃料即将陆续取代现行的燃料,这标志着压水堆燃料的更新换代。本文简要介绍高燃耗燃料的设计特点、燃料管理、经济效益、发展计划及发展前景等。     

基于CRAM的压水堆燃耗程序开发及验证

本文基于Cinder90燃耗数据库开发了燃耗求解程序MCRAM,并耦合MCNP程序对重要的锕系核素和裂变产物核素的反应截面进行了修正。以OECD/NEA乏燃料成分基准数据库中的Takahama-3压水堆燃料组件为基准题,对MCRAM程序的计算结果进行了验证,并与其他程序的计算结果进行了比较。结果表明,MCRAM程序对重要裂变产物和主要锕系核素的计算结果相对偏差小于5%,计算精度与ORIGEN2程序的相当。与此同时,同一例题的计算效率MCRAM较之MCNTRANS程序提高了近200倍。     

压水堆燃耗数据库的制作与验证

基于评价数据库ENDF/B-Ⅷ.0和EAF-2010研制了一套适用于CINDER90程序的压水堆用燃耗数据库,该数据库包含中子反应截面、衰变数据和裂变产额数据3部分。中子反应截面的加工分为两步,首先采用Inverted Stack算法和CRECTJ6程序将EAF 2010库的截面分支比融入ENDF/B Ⅷ0库全套中子评价数据,然后用NJOY2016程序处理成63群截面。衰变数据和裂变产额数据分别由MF8/MT457和MF8/MT454数据加工得到,裂变产额数据共包含36个裂变核的60组产额数据。以SFCOMPO 20中Takahama 3压水堆燃料组件为基准题,对研制的燃耗数据库进行了验证。结果表明,本文制作的燃耗数据库的方法是正确的,对于某些核素,如242Amm,制作的数据库比自带库的计算结果更接近实验值。     

压水堆燃耗库的开发与验证

基于最新发布的评价数据库ENDF/B-Ⅷ.0、FENDL-3.1D和EAF-2010开发了一个压水堆(PWR)用燃耗库BURN.SNERLIB,用于ORIGEN-S程序。此数据库由三部分组成:衰变数据、裂变产额数据和截面数据,其格式与ORIGEN-S自带压水堆数据库的格式保持一致。衰变数据选取MF=8文档中的MT=457反应数据进行加工;裂变产额数据共考虑了30种可裂变锕系核素,由特定入射能量下MT=454和MT=459反应数据加工得到;截面数据采用三群结构,首先基于典型压水堆燃料棒栅元在指定燃耗深度下的输运计算获得燃料区域内逐点中子能谱,以此逐点中子谱为权重谱通过NJOY程序将ENDF/B-Ⅷ.0等评价库中的连续截面制作成精细群截面,对精细群截面进行并群计算生成三群截面。利用OECD/NEA公布的压水堆基准题进行了验证,验证了此方法加工ORIGEN-S燃耗库的正确性。分析结果表明,对于某些燃耗计算重要核素,如238 Pu等,基于最新评价库开发的数据库比自带库的计算结果更接近于实验值,提升了ORIGEN-S的计算精度。     

我国压水堆装载MOX燃料对核燃料循环情景影响初步分析

为了满足持续增长的国家能源需求,核电将有更大规模的发展。本文对我国未来的核电发展和核燃料循环进行了情景研究,预测了2050年前核电对天然铀资源和燃料制造能力的需求情况,核电站产生的乏燃料量,分离钚产生量。乏燃料后处理能力作为我国核燃料循环体系的重要组成部分,将对我国核燃料循环情景产生重要影响。本文对后处理规模和分离钚的利用进行了假设,研究了两种情景模式下后处理和分离钚利用对我国铀资源需求和核废物产生的影响。     

法国在900MWe压水堆证实其新一代核燃料组件的价值

【英国《国际核工程》1988年12月号第43页报道】法国法杰马公司在法国原子能委员会的赞助下研制成的第一批新一代先进核燃料组件(简称AFA),已于1985年4月装入特里卡斯坦核电厂1号堆。截至1988年6月,8座900MWe压水堆(法国5座,比利时2座,瑞典1座)正在以部分或全部AFA装料运行。装入堆内的AFA总计约650个。首先用于设计12英尺长     

基于精细燃耗历史及精细燃耗链的球床高温气冷堆燃耗不确定性分析

球床高温气冷堆的燃料管理具有燃料球多次通过堆芯的特点,使得燃料元件经历的燃耗历史十分复杂。球床高温气冷堆堆芯物理设计程序VSOP可以提供燃料元件的精细燃耗历史,但仅包含少量燃耗链和核素种类。而清华大学自主开发的燃耗计算程序NUIT可实现精细燃耗计算,且包含完整燃耗链和核素信息,但不具备精细燃耗历史跟踪功能。本文基于NUIT,结合VSOP提供的球床高温气冷堆精细燃耗历史,开发了球床高温气冷堆堆芯的精细燃耗计算功能,搭建了带有精细燃耗历史模拟和精细燃耗链核素的燃耗分析流程,并实现燃耗不确定性分析功能。在此基础上研究了裂变产额不确定性对球床高温气冷堆燃耗计算不确定性的贡献,并与VSOP的计算结果进行对比。计算分析结果显示,基于NUIT的精细燃耗计算结果和VSOP的燃耗计算结果得到了相互验证,且可以得到更多的核素浓度信息,该计算结果是开展球床高温气冷堆衰变热不确定性研究的基础。     

1000MW和600MW压水堆核电站的电力成本分析

本文利用动态方法(即考虑资金的时间效应的方法)研究了全部为国内资金的情况下1000MW和600MW 核电站的经济模型,编制了用于分析核电站电力成本的计算机程序,在长城0520CH 微型机上计算了典型参数下的电力成本,并对影响核电站电力成本的主要参数作了灵敏性分析,计算了这些参数的变化对核电站电力成本的某些经济指标的影响。     

某压水堆核燃料元件生产线辐射水平及对作业人员的健康影响

根据相关的放射卫生国家标准与方法,为保护放射工作人员和公众的健康,对某压水堆核燃料元件生产线工作场所进行了职业危害因素识别,对场所的γ剂量率、主工艺生产岗位α、β表面污染平均水平、α放射性气溶胶浓度进行了监测,对工作人员受照剂量及职业健康体检进行了调查。结果表明,该压水堆核燃料元件生产线属职业病因素危害严重的建设项目,在正常运行时,作业场所的放射性水平符合《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》的要求,在正常运行条件下该生产线不会对工作人员的身体造成辐射危害。