核电厂多种长周期换料策略研究及改进

长周期换料是压水堆堆芯燃料管理策略的重要发展和研究方向,是提高核电厂燃料利用率和经济性的重要途径之一。本文以AP1000核电厂为例,开展了多种长周期换料策略的堆芯燃料管理研究,以实现核电厂16～24个月灵活的长周期换料策略,并为后续的长周期换料策略研究提出改进方向。本文基于同一首循环堆芯装载方案设计,对各种长周期换料策略下的平衡循环堆芯装载方案进行研究,且采用低泄漏布料方式以获得良好的经济性。本文的研究实现了16～24个月灵活的多种长周期换料策略,且通过比较表明,18个月换料策略的燃料利用率与16/20个月交替换料策略的燃料利用率相近,24个月换料策略的燃料利用率相对较低,经分析发现这主要受限于燃料棒燃耗限值和目前商用压水堆燃料的最大富集度限值。因此,提高燃料棒燃耗限值和商用压水堆燃料的最大富集度限值是后续长周期换料策略研究的重要改进方向。     

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。     

大功率压水堆堆芯燃料管理设计

设计了一种大功率压水堆堆芯,对其中可燃毒物装载方案、平衡循环布置、首循环装料及过渡循环方案进行了研究。采用特征统计算法CSA燃料管理优化程序,快速高效地搜索堆芯装载和可燃毒物配置优化方案。采用堆芯核设计程序CPACT进行全堆计算,结果真实可靠。分别设计了18个月和24个月换料两种方案,计算结果表明,在满足堆芯燃料管理所有限值要求的前提下,两种方案均从第4循环开始进入平衡循环。     

基于蒙特卡罗程序的AP1000反应堆堆芯布置方案的模拟

AP1000是美国西屋公司研发的大型压水反应堆,采用先进的非能动安全系统。AP1000反应堆有两种堆芯燃料布置方案:D19和Adv。结合两种设计方案的优点提出了一种新的堆芯燃料布置方案。利用MCNP6(Monte Carlo N-particle 6)程序对D19堆芯和新方案堆芯的首循环进行建模,并主要计算了新堆芯的核设计参数随燃耗的变化。结果表明,新堆芯在首循环寿期内满足AP1000的主要核设计准则。通过大规模并行计算表明,带燃耗计算功能的蒙特卡罗程序MCNP6能够在堆芯设计工作中发挥很好的参考作用。     

小批量国产自主化燃料组件入堆辐照策略研究

为实现第三代中国燃料组件（CF3）的小批量应用,研究了方家山核电厂2号机组第4循环到第7循环的燃料管理策略。在综合考虑核电厂运行经济性、安全性和CF3小批量应用的辐照考验要求的基础上,完成了CF3小批量辐照的燃料管理方案。为了进一步提高CF3的最大卸料燃耗,进行了燃耗达到55000?MW·d/t(U)的可行性分析。研究表明,CF3小批量辐照的燃料管理方案满足核电厂运行的安全性和经济性,达到了CF3小批量应用的辐照考验要求,如果后续调整该燃料管理方案的第3循环的堆芯装载,可以实现CF3的燃耗达到55000?MW·d/t(U)。      

30万千瓦核电厂提升功率下的18个月换料燃料管理研究及经济性分析

鉴于近年来提升功率在大量现役核电厂中的成功应用,以及长周期、高燃耗、低泄漏的堆芯燃料管理技术所带来的更高的燃料利用率,本文对现役30万千瓦核电厂基于提升功率下开展了长周期、高燃耗、低泄漏的堆芯燃料管理方案研究.本文初步设计的燃料管理策略在满足有关的设计准则和要求基础上,可满足堆芯额定热功率为1250 MW的18个月长周期的堆芯燃料管理目标.与现行的堆芯燃料管理方案相比,可使核电厂在提升功率的同时进一步提高燃料利用率,经济性得到显著提高.本研究作为一项技术支持和技术储备,对30万千瓦级核电厂的功率提升和燃料管理方案优化具有较强的指导意义.     

秦山第二核电厂堆芯燃料管理方案的选择与优化

堆芯燃料管理方案直接影响商用核电厂的安全稳定运行和经济效益.秦山第二核电厂1号和2号机组在经历了AFA-2G/AFA-3G燃料组件混合堆芯及提高燃料富集度改进后,将再次对堆芯燃料管理策略进行改进.本文从长燃料循环堆芯燃料管理策略改进项目的目标出发,阐述了堆芯燃料管理方案的选择与优化.     

ACP1000中MOX燃料组件管理初步研究

使用SCIENCE程序包对MOX燃料组件进行了初步设计和研究。在此基础上,对采用部分MOX燃料组件的ACP1000堆芯开展燃料管理研究,得到由全堆装载UO₂燃料组件向部分MOX燃料组件堆芯过渡的燃料管理方案,并对MOX燃料组件和部分MOX燃料组件堆芯的安全参数及其他重要参数进行分析和比较。分析结果表明,各种安全参数均满足设计要求,证明在ACP1000堆芯应用MOX燃料是可行的,并为进一步研究提供了参考。     

秦山核电厂燃料管理策略改进的研究和实施

堆芯燃料管理是涉及核电厂安全性和经济性的重要管理工作,也是核电厂运行期间最具灵活性的管理工作。在保证堆芯燃料安全运行目标的同时,合理确定堆芯燃料管理策略和换料技术路线,可以提高燃料的利用率,降低燃料循环成本,实现较好的核电厂经济性指标。秦山核电公司基于自身的燃料管理特点,从第四燃料循环起,通过燃料管理策略改进的可行性分析、分阶段实施燃料组件加深燃耗的随堆考验和性能跟踪评价等研究。逐步将国产化燃料的批平均卸料铀燃耗从设计之初的25 GWd/t提高到34 GWd/t,取得了国产化核电机组反应堆运行的安全性与经济性双重效益。     

双富集度18个月换料燃料管理可行性研究

针对核电厂18个月换料模式下组件批卸料燃耗不高、燃料利用率不高等问题,采用富集度分别为4.45%和4.95%的2种燃料组件进行燃料管理方案设计,给出了双富集度18个月换料的主要计算结果。结果表明,通过对燃料组件和可燃毒物进行合理化布置,双富集度18个月换料方案可以满足18个月换料周期运行的设计准则要求。在相同的循环长度下,堆芯平均卸料燃耗更高,组件使用费用更少,经济性更好。     

华龙一号平衡循环燃料管理策略研究

核电厂燃料管理的主要任务是在约定的限制条件下,为核电厂一系列的运行循环做出其经济安全运行的全部决策,确定最佳的各循环装料策略。一座核电厂从建成到退役期间要经历初始循环、过渡循环、平衡循环序列,平衡循环在理想情况下是一个无限的循环序列,一般认为平衡循环是性能指标最佳的循环方案,并为燃料管理人员定为目标运行循环。基于华龙一号百万千瓦级核电厂,通过对燃料组件和可燃毒物的合理布置及优化,采用了混合富集度燃料组件的换料策略,进行了平衡循环的燃料管理方案设计。结果表明,燃料管理方案在循环长度、核焓升因子、慢化剂温度系数、停堆裕量和组件卸料燃耗方面均满足预先设定的燃料管理目标。平均批卸料燃耗和燃料组件燃耗限值的比值约为0.92,与AP1000、EPR等三代核电站相当,具有非常好的燃料经济性。     

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。     

三门核电AP1000机组辐射防护设计分析

三门核电AP1000机组为第三代核电机组,在辐射防护设计中采用了一回路加锌、较高pH值运行、停堆氧化操作、蒸汽发生器一回路水室电解抛光、优化设备维修、优化屏蔽设计、无线剂量监测等措施,以期降低机组辐射水平和职业照射剂量。本文介绍了三门核电AP1000机组在功率运行及大修期间的辐射水平和职业照射剂量数据,并与国内CPR1000机组的相关数据进行了对比,对AP1000机组的辐射防护设计进行分析,给出了三门核电AP1000机组在辐射防护运行管理及技术改进方面的建议。     

核电厂BOSS焊缝在线堆焊修复相控阵超声检验技术

核电厂反应堆换料水池与乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）及设备循环冷却系统（RRI）中含有大量管座接头（BOSS）焊缝,其安全性和可靠性直接影响所存储核燃料的安全状态,对其进行缺陷排查和在线修复是核电厂在役检查监督的重点和难点。本文针对BOSS焊缝在线堆焊修复的特殊要求和检验难点以及射线检验的局限性,设计了一套专用的相控阵超声探头和检验工艺,试验验证结果满足堆焊修复要求,并制订了核电厂BOSS焊缝堆焊修复无损检验的方法和在役检查监督的策略。     

田湾核电站堆芯换料模式研究及应用

以田湾核电站的1#、2#机组第3循环堆芯装载图为例,介绍全进全出、堆内倒换和边进边出3种换料方法的操作过程,计算这3种换料方法的时间效率,分析比较3种换料方法的优缺点和适用场景。经田湾核电站实际换料验证,堆内倒换和边进边出换料方法是可行的,能显著提高换料效率。     

M310改进型核电机组年换料堆芯装料操作方案研究

M310改进型核电机组年换料堆芯在装料操作过程中存在困难，通过M310改进型核电机组年换料堆芯的布置、燃料组件变形形式和装载措施的研究，福清核电厂1号机组第2次大修堆芯装料操作方案为例，基于对燃料组件变形特性的分析和装载基本假设，对现有的“蛇形”装料法进行深入分析，提出修正最后3排燃料组件的装载次序的优化改进方案。经实际装料验证，优化后的年换料堆芯装料操作方案是可行的，能显著提高装料的安全性与效率。      

Boiling water reactor with innovative safety concept: The Generation III+ SWR-1000

AREVA NP has developed an innovative boiling water reactor (BWR) SWR-1000 in close cooperation with German nuclear utilities and with support from various European partners. This Generation III+ reactor design marks a new era in the successful tradition of BWR and, with a net electrical output of approximately 1250 MWe, is aimed at ensuring competitive power generating costs compared to gas and coal fired stations. It is particularly suitable for countries whose power networks cannot facilitate large power plants. At the same time, the SWR-1000 meets the highest safety standards, including control of core melt accidents. These objectives are met by supplementing active safety systems with passive safety equipment of various designs for accident detection and control and by simplifying systems needed for normal plant operation on the basis of past operating experience. The plant is also protected against airplane crash loads.The functional capabilities and capacities of all new systems and components were successfully tested under realistic and conservative boundary conditions in large-scale test facilities in Finland, Switzerland and Germany.In general, the SWR-1000 design is based on well-proven analytical codes and design tools validated for BWR applications through recalculation of relevant experiments and independent licensing activities performed by authorities or their experts. The overview of used analytical codes and design tools as well as performed experimental validation programs is presented.Effective implementation of passive safety systems is demonstrated through the numerical simulation of transients and loss of coolant accidents (LOCAs) as well as through analytical simulation of a severe accident associated with the core melt. In the LOCA simulation presented the existing active core flooding systems were not used for emergency control: only passive systems were relevant for the analyses. Despite this - no core heat-up occurred. In the case of reactor core melting numerically is demonstrated that the molten core debris would be retained inside the reactor vessel due to the effective passive external water cooling of the vessel, keeping it completely intact.A short construction period of just 48 months from first concrete to provisional take over, flexible fuel cycle lengths of between 12 and 24 months and a high fuel discharge burn-up all contribute towards meeting economic goals. Realistic average availability for a plant lifetime of 60 years and 12 months cycle is 94.5%. Systems and plant design were reviewed by expert groups of European utilities. With the SWR-1000, AREVA NP has developed a design concept for a BWR plant that is now ready for commercial deployment and which fully meets the most stringent international requirements in terms of nuclear safety and nuclear regulatory.     

福岛条件下AP1000核电厂事故前期研究

假设AP1000核电厂发生类似福岛核事故的初因事件,利用RELAP5/MOD3.3程序对事故早期的一、二回路系统和非能动安全系统进行模拟计算,得到了反应堆冷却剂系统压力、堆芯冷却剂温度、非能动安全系统流量等重要参数的瞬态变化。分析表明：在非能动余热排出系统完好的情况下,反应堆系统能顺利进入热停堆状态;如果非能动余热排出系统1根换热管发生双端断裂,则反应堆系统将会在5 h内发生严重事故。     

海上浮动堆燃料组件进入堆芯仿真分析

与陆上核电厂不同,海上浮动堆换料操作会受海浪环境的影响,因此对换料操作工艺和设备提出了新要求。本文选取海洋核动力平台的海上换料方案,对燃料组件在摇摆工况进入堆芯过程进行了仿真分析。分析结果表明,引入万向节的燃料组件进入堆芯过程中,燃料组件满足强度设计要求。