混合堆芯的热工水力设计

混合堆芯的热工水力设计是一项关系到核安全和可靠生产的重要内容。本文以大亚湾核电站18个月换料为例，阐述了混合堆芯热工水力设计的设计基准，重点介绍了混合堆芯的DNB热工水力设计方法，并对大亚湾核电站18个月换料工程的混合堆芯进行分析，结果表明，其设计符合要求。     

5MW低功率堆稳态热工水力计算及分析

本文叙述了5MW 低功率堆(5MW LPR)堆芯稳态热工水力计算及安全余度分析,给出了堆芯压降、流量分配、热盒元件热点最高壁温、热管及热点因子统计分析、最小烧毁比等的计算结果。结果表明,本堆具有较大的热工安全裕度。     

CEFR堆芯燃料区出口稳态热工数值模拟

应用通用计算流体力学软件STAR-CD,对中国实验快堆(CEFR)堆芯出口区域进行详细的三维热工流体数值模拟,研究了该区域内钠搅混状况,获得了堆芯出口流场和温场。计算结果为堆芯出口温度测点布置的合理性评价和分析温度波动和流动扰动对控制棒导向管的影响等问题提供依据和参考。     

矩形通道堆芯稳态热工水力分析程序的开发

针对矩形通道堆芯的特点，开发了堆芯热工水力分析程序PETHA。本文简要地介绍了PETHA程序的物理模型及程序的验证和应用情况。     

金山核热电厂反应堆堆芯热工-水力设计

对热功率450MW的金山核电线厂反应堆堆芯的计算分析表明:其热工-水力设计不仅确保了Ⅰ、Ⅱ类工况的安全运行,而且为Ⅲ,Ⅳ类工况留有较多的安全裕量。     

田湾核电站3、4号机组的长周期燃料管理

田湾核电站3、4号机组计划从首循环起使用TVS-2M组件,采用由年换料过渡到长周期换料的燃料管理方案,并且业主对平衡循环长度提出了更高的要求,目标是510 EFPD。本文使用KASKAD程序包,对从年换料快速过渡到长周期换料展开研究,并给出了两个燃料管理方案。对方案中堆芯的安全参数及其他重要参数进行了分析,并对平衡循环的经济性作了简单的分析评价。结果显示,2个燃料管理方案的安全参数均满足设计要求。该研究成果具有工程应用价值,可应用在田湾核电站3、4号机组和VVER-1000堆型中,提高电站经济性。     

田湾核电站TVS-2M先导组件堆芯热工水力分析

田湾核电站一号机组于第5燃料循环装入6组TVS-2M先导燃料组件,并将经历从第5燃料循环到第8燃料循环4年的堆内运行。本文通过对先导燃料组件堆芯热工水力分析,堆芯运行实际试验测量以及组件变形检查,验证了热工水力设计程序计算模型的合理性以及计算结果与试验结果的符合性。结果表明,TVS-2M燃料组件与AFA燃料组件具有良好的相容性,从而证实了过渡循环条件下反应堆运行的安全性和可靠性。     

大亚湾核电站18个月换料堆芯热工水力设计

大亚湾核电站从第九循环开始由年换料向18个月换料转换，使得原堆芯热工水力设计不再适用18个月换料的热工水力设计采用法马通新开发的临界热流密度（CHF）关系式－－FC关系式，并用全统计法代替原来的确定论方法确定DNBR设计限值。由于在过渡循环中AFA 2G和AFA 3G燃料组件混装，使混合堆芯的最小DNBR小于均匀堆芯的最小DNBR。本文确定了一个包络的混合堆芯DNBR亏损规律。并在此基础上得到了过渡循环和平衡循环的堆芯物理限值线。以及新的超温ΔT超功率ΔT保护定值。     

SCWR堆芯稳态物理-热工水力耦合计算程序系统CASIR的开发

针对超临界水冷反应堆(SCWR)堆芯冷却剂密度沿轴向变化剧烈的特点,开发用于SCWR堆芯稳态物理-热工水力耦合计算的程序系统CASIR。CASIR由改进的压水堆堆芯中子学计算程序和适用于SCWR燃料组件计算的子通道热工-水力程序组成,具备调整堆芯下腔室入口流量分配的功能。针对CSR1000双流程的SCWR首循环堆芯,通过与蒙特卡罗程序对比寿期初时刻计算结果的方式,初步验证CASIR计算SCWR堆芯中子学问题的准确性;通过SCWR堆芯燃耗模拟,以及调整堆芯流量分布使得最大包壳表面温度(MCST)满足设计限值的测试,表明CASIR满足SCWR堆芯设计的要求,可应用于方形燃料组件的SCWR堆芯概念设计。     

基于漂移流模型的蒸汽发生器稳态热工水力分析

为研究蒸汽发生器的稳态热工水力特性,建立了四方程漂移流模型,并开发了一维计算程序。对蒸汽发生器U型管管束空间考虑为由一次侧通道、二次侧通道和传热管构成,对一次侧通道和二次侧通道的过冷段采用单相流模型,二次侧通道的沸腾段采用四方程漂移流模型,建立基于交错网格的一阶迎风差分方程,通过热平衡-自然循环压降的交叉迭代计算得到稳态热工水力参数。利用程序计算了秦山300 MW核电厂100%、75%、50%、30%、15%功率稳定运行工况下的热工水力特性,并与RELAP5的计算结果进行比较,两组结果一致性较好。     

田湾核电站长周期换料大破口失水事故分析

田湾核电站拟采用长周期换料策略,堆芯设计的改变需对设计基准事故进行重新分析。本文对反应堆入口主管道大破口失水事故进行了计算分析,在保守的初始输入及计算假设的基础上,通过对轴向功率分布及应急堆芯冷却系统的保守性分析,得出基于燃料包壳温度的最保守的计算工况,并进行了计算。计算结果表明,实施长周期策略后,大破口失水事故仍可满足验收准则的要求,堆芯设计具有足够的安全裕量。     

田湾核电站长周期换料冷却剂流量丧失事故分析

田湾核电站采用长周期燃料循环策略后,堆芯热工物理参数发生变化,最终安全分析报告的结论已不适用,需要对事故工况进行重新分析。本文给出了失流事故分析的主要假设和分析方法,采用瞬态计算程序DINAMIKA-97计算分析了失流事故。分析结果表明,所有失流事故均满足安全准则的要求,核电站的安全是能够保障的。     

百万千瓦级压水堆核电站长燃耗堆芯钆可燃毒物优化研究

对百万千瓦级参考核电站长燃耗堆芯（１８个月换料）采用的可燃毒物（钆）含量与堆芯燃料管理主要结果进行了分析研究。该研究采用先进的燃料管理程序系统,对不同可燃毒物含量和不同可燃毒物棒根数的燃料组件进行了计算,给出了组件无限增殖因子（ｋｉｎｆ）随燃耗的变化关系,据此对参考堆芯采用相同的装载进行了４种方案燃料管理计算。计算结果表明,对于堆芯燃料管理,采用低可燃毒物含量、含可燃毒物棒数多的装载方案明显优于高可燃毒物含量、含可燃毒物棒少的堆芯装载方案。     

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。     

采用TVS-2M组件的堆芯燃料管理及其经济性分析

田湾核电站3、4号机组正在考虑使用TVS-2M组件来提高经济性。本文使用KASKAD程序包,对田湾核电站从首循环起使用TVS-2M组件进行研究设计,给出了改进型的燃料管理方案。对采用和未采用TVS-2M组件的两种燃料管理方案进行了经济性分析。分析结果显示,采用TVS-2M组件可显著提高电站经济性。     

压水堆核电厂燃料循环前端经济性分析

选取压水堆处于动态平衡状态下的一个换料批次,建立其燃料循环前端经济性分析的计算模型,并结合AP1000实际案例得出分析结果,最后对循环前端的几个单价进行了敏感性分析。天然铀单价是影响燃料循环前端成本非常重要的参数,因此,保证铀资源的稳定供给才能为我国核工业的可持续发展提供可靠的资源保障。     

长循环燃料管理对硼和水补给系统的影响分析

压水堆核电厂随着燃料经济性要求的提高和换料方案的优化,实施了长循环燃料管理,带来了相关参数的变化.本文遵照硼和水补给系统设计准则的要求,对其系统容量和能力重新进行了计算和验证.论证结果表明原有的核电厂硼和水补给系统设计基本满足长循环燃料管理的要求.     

钠冷快堆燃料组件热工水力特性数值模拟与分析

利用CFD程序CFX,分别对7、19、37、61根棒组成的三角形排列螺旋绕丝定位的钠冷快堆燃料组件棒束通道进行了热工水力特性的分析研究,并将结果与子通道程序SuperEnergy进行了对比验证。重点考察了棒束通道轴向流动分布、横向流交混效应及子通道轴向温升,分析了定位绕丝的影响。结果表明,绕丝对棒束通道的横向流交混效应、轴向流动分布及子通道温升有着重要影响,且随棒束的增多,通道内的流动趋向复杂化,轴向流动不均匀性有升高趋势。