成立核燃料运输容器安全研究开发中心的设想

随着我国核能运用领域的大力发展，核燃料和放射性同位素的运输量大大增加，因此。研究开发与之相适应的满足不同要求的运输容器成为当务之急。笔者多年从事核燃料运输容器的设计开发工作，深刻体会到成立一个有专业水准的核燃料运输容器安全研究开发中心是非常必要的。在此提出成立中心的一些初步设想，希望能起到抛砖引玉的作用。     

新燃料组件运输容器加速度计跳离事件的处理方法研究

新燃料组件运输容器上的加速度计是用于监测燃料组件运输过程中的异常冲击。加速度计的跳离表示在运输过程中可能存在对燃料组件产生损坏的载荷。近年来,国内核电站发生多起新燃料组件运输容器的加速度计跳离事件。发生运输容器的加速度计跳离事件后,需对事发燃料组件的机械完整性以及可用性进行评估,并判断其是否可入堆使用。本文在对加速度计的作用原理及加速度计跳离过程进行深入分析基础上,提出了一种新燃料组件运输容器加速度计跳离事件的通用处理方法。利用该通用处理方法对某核电站近年来发生的新燃料组件运输容器加速度计跳离事件进行了处理,处理结果得到了业主的采纳。本文中提出的加速度计跳离事件通用处理方法,可为国内核电站后续加速度计跳离事件的处理提供重要的参考和依据。      

新燃料组件运输容器的力学和临界设计研究

介绍了一种新燃料组件运输容器在设计过程中的力学和临界计算。根据相关设计法规和标准,首先对该型容器进行力学仿真,考察其在极限工况下的堆叠性能,开展了容器的模态分析以及在公路运输工况下的随机振动响应及疲劳失效计算。之后,对该型容器开展了各工况下单个及阵列条件下的临界计算。相关的力学和临界计算结果为该型容器的最终设计定型提供了依据。     

田湾核电站监督试样运输容器组件研制

为保证田湾核电站监督试样的运输安全,本工作采用设计与验证试验相结合的方法研制监督试样运输容器组件。组件设计包括屏蔽计算、结构设计与力学评定,通过安全验证试验和现场操作试验,对容器的运输安全性能和现场操作性能进行分析。结果表明,设计的监督试样运输容器组件满足GB 11806-2004的要求。目前,研制的监督试样运输容器组件已完成第1批监督试样的运输任务。     

包含内部加强装置的核燃料组件

本发明涉及一种核燃料组件，它包括1组布置在1个基本规则的网格中的核燃料棒和支撑骨架，支撑骨架有2个端板、连接端板的导向管和固定到导向管上的棒支承格架。该组件还包括布置在2个连续的支承格架之间的且固定到导向管上的支承骨架的加强装置。加强装置布置在棒组内，其横向范围小于核燃料棒的网格的横向范围。上述装置适用于压水反应堆组件。     

CNSC乏燃料组件运输容器临界安全分析

临界安全作为乏燃料组件运输容器的一项重要安全指标,需经过计算和分析以判断其是否满足法规标准。为分析中国核工业集团有限公司(China National Nuclear Corporation,CNSC)乏燃料组件运输容器临界安全设计是否满足《放射性物品安全运输规程》的要求,使用蒙特卡罗程序MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)构建了保守临界计算模型,对正常和事故工况下CNSC乏燃料组件运输容器进行了临界计算分析。分析表明:正常运输条件下单个货包和货包阵列的k_(eff)最大值为0.804 25,小于次临界限值,临界安全指数为0;事故工况下单个货包和货包阵列的k_(eff)最大值为0.813 17,小于次临界限值,临界安全指数为0。可见,正常和事故工况下,CNSC乏燃料组件运输容器的keff最大值均小于0.94的次临界限值,临界安全指数为0,满足法规标准要求。     

用于六氟化铀运输的改进式容器

一种用于装运六氟化铀的容器包括一个圆筒形壁，上述圆筒形壁通过将一对近似半椭圆形的头部焊接进行封闭以便形成一个密封式容器。在一端中设置一个操作阀。阀用一个可拆卸式不漏水的阀保护盖组件覆盖。容器还包括一个测试口，利用上述测试口可以在容器装有六氟化铀和安装好阀保护组件之后，测试阀保护盖组件的完好性。阀保护组件加工成一定形状，以便它装配在标准30B圆筒的外壳之内。     

放射性物质运输容器的跌落冲击分析方法

在放射性物质的运输过程中,安全问题至关重要。放射性物质运输审查过程中,运输容器能承受跌落冲击分析是非常重要的内容。本文采用LS-DYNA显式瞬态分析软件,对放射性物质运输容器的跌落冲击分析方法进行了研究。分别考虑了三种跌落方式:水平跌落、垂直跌落和倾斜跌落。针对分析结果,提出了一种按照ASME疲劳相关规范对放射性物质容器进行冲击应力评定的方法。根据该方法,可判断放射性物质运输容器是否满足强度设计的要求。通过分析,该放射性物质运输容器能满足强度设计的要求。     

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     

法国先进核燃料组件在中国应用前景浅析

介绍了法国先进燃料组件（ＡＦＡ）系列核燃料的特点及其在中国的应用现状，阐述了广东核电集团有限公司核电发展战略和第三代先进燃料组件（ＡＦＡ－３Ｇ）在中国的应用前景，并从物理，热工水力和燃料组件的机械完整性等方面作了初步论证，对当前开展的有关工作进行了讨论。     

低温堆中间回路循环泵隔振设计研究

低温堆作为船用核动力装置使用时,中间回路循环泵选用低转速变频泵。本文针对该泵开展隔振系统设计研究。通过理论分析研究了管道刚度对系统频率的影响,获得了保证泵机组正常运行的隔振系统参数范围。通过有限元数值分析,研究了隔振形式、隔振器参数等因素对泵机组隔振性能的影响。结合正常运行与隔振性能要求提出了低转速变频泵隔振系统的设计方法。结果表明,低温堆中间回路循环泵采用浮筏隔振系统时,通过合理选择隔振器刚度,可使隔振系统的固有频率不在泵机组工作频率范围内,同时具有良好的隔振性能。     

苏联压水堆核电站燃料组件的科研与生产概况

本文介绍苏联压水堆核电站燃料组件及其结构材料的科研、生产概况.苏联 BBэP-1000压水堆燃料组件采用带有中心孔的二氧化铀陶瓷芯块、Zr+1%Nb 合金包壳,每个组件装有312根燃料棒、18个导向管和16层不锈钢定位格架,燃料棒呈六角形排列。这种堆有较高的堆芯平均功率密度和燃料比功率,并已有10座堆在运行发电,1987年其平均负荷因子为65.7%。由此可见,该燃料组件有较高的安全性和可靠性。     

PWR-1000XL核蒸汽供应系统设计

国产化1000MW级压水堆核电站（PWR－1000XL）是中国核动力研究设计院拟向国内用户推荐的计划在“十五”后期开始建造的核电站方案之一。PWR－1000XL的设计寿命60年，核蒸汽供应系统的主要设计特点是：采用Performanc^ 燃料组件，换料周期18个月：堆芯平均线功率密度165．2W/cm，堆芯热工裕量大于15％，堆顶结构一体化，设置RPV顶盖事故排气系统，无测温旁路系统；稳压器容积45m^3，选用△75型蒸汽发生器和100D型主泵；采用破前漏技术，设置可燃气体控制系统；采用数字化仪表和控制系统。     

燃料破损在线探测系统在核电厂的应用与分析

国内两台核电机组分别安装了1套由中国原子能科学研究院研制的燃料破损在线探测系统（FDDS）。通过FDDS对两台核电机组发生燃料破损时的连续监测和分析,表明FDDS在核电厂一回路放射性核素活度浓度在线测量及燃料破损监测中发挥了良好的作用,弥补了化学取样分析方法的不足。     

核燃料溶液系统瞬态特性分析研究

在核反应堆乏燃料后处理主工艺流程中,核燃料通常以溶液状态存在,可能发生核临界事故。研究核临界事故的产生机理和事故源项,对预防事故发生、缓解事故后果、事故应急响应与医学诊治均具有十分重要的意义。本文采用点堆动力学方程结合二维热传导方程,开发了基于圆柱形溶液贮存容器的瞬态特性分析程序GETAC,利用该程序计算了法国SILENE瞬态实验装置模拟临界事故功率随时间的变化,得到了功率振荡在不同反应性引入大小、方式和有无外中子源等情况下的变化规律,计算分析结果与瞬态实验测量数据以及国外其他程序计算结果较一致。     

田湾核电站18个月换料燃料管理策略

为实现田湾核电站1、2号机组长周期换料项目,制定了过渡到18个月换料的燃料管理策略。参考俄罗斯核电站管理经验,长周期换料项目需采用TVS-2M新型燃料组件。在正式向长周期燃料循环过渡前通过TVS-2M先导组件运行验证了混合堆芯相容性。TVS-2M组件入堆替换AFA组件将分成两个阶段,即前两个过渡循环装入带有包覆层的TVS-2M组件,后继循环装入不带包覆层的TVS-2M组件。田湾核电站两台机组经历4个过渡循环,逐步延长运行时间,最终达到480 EFPD的循环长度。过渡循环和平衡循环均采用部分低泄漏堆芯装载,降低了对反应堆压力容器的中子辐照。田湾核电站18个月换料燃料管理策略提高了机组能力因子和经济性并具有灵活的循环长度。     

金属核燃料系统瞬态特性分析研究

本文结合点堆动力学方程、非稳态传热方程和线弹性运动微分方程,开发了适用于金属核燃料系统的瞬态特性分析程序STAC。利用STAC程序对美国Godiva-Ⅰ瞬态实验装置进行了模拟,得到了该装置的裂变率、反应性和温度随时间的变化。STAC程序计算结果与Godiva-Ⅰ装置的实验结果较为一致,验证了STAC程序的准确性。     

振动监测与分析技术在核电站中的应用

从保障核全安、提高核电经济运行水平、解决重大技术问题和预测性维修等４个方面介绍了振动监测与分析技术在核电站中的应用,并通过实例说明了振动监测及分析技术在大亚湾核电站安全,稳定,经济运行中所起的重要作用。     

Development of a Numerical Analysis Method for Cross-sectional Void Fraction Distribution in Subchannels of Nuclear Fuel Assemblies

Detailed information about the void fraction distribution in fuel assemblies is increasingly important with the development of high burn-up fuels. A numerical method has been developed for the steady cross-sectional void fraction profile in fuel assemblies using a marching method in the axial direction, considering cross-flows due to lift forces, void diffusion and momentum balance. Uniform pressure in a cross section was assumed under the dominant vertical flow and the secondary lateral flow condition in each subchannel. The merit of this simplified method is its high-performance computation using many BFC meshes for expression of complex void fraction and velocity distributions inside the subchannels. The calculated results were compared with the observed void distributions obtained with X-ray computed tomography in the NUPEC tests of full-scale advanced BWR fuels. The comparison showed the capability of this method for predictions of overall void fraction distributions inside the subchannels. This method will provide a good tool for void fraction profile prediction in high burn-up fuels, while future studies for reliable correlations of lift forces are required over a wide range of flow conditions.