转运通道中燃料组件沸腾传热的试验研究

在压水堆换料过程中,乏燃料组件要通过水下通道完成从反应堆厂房到乏燃料水池的运输。为获得乏燃料组件在换热条件较恶劣的承载器顶角区域的传热特性,开展了试验研究,测量得到了2 400～20 000 W/m²不同热流密度下承载器顶角区域3根燃料棒顶部的沸腾换热系数,并拟合得到沸腾传热关联式。研究结果可为今后工程应用中评估燃料组件在转运过程中的热工安全状态和表面最高温度提供参考。     

日本完成福岛一座受损燃料水池的乏燃料转运

正【世界核新闻网站2014年11月5日报道】东京电力公司(Tepco)已完成福岛第一核电厂4号机组燃料水池中所有乏燃料组件的转运工作。但该水池目前还有部分未受辐照的燃料。预计这些燃料的转运工作将在2014年底前完成。东电2014年11月5日宣布,已将4号机组燃料水池中所有乏燃料组件(总计1331个)安全转运至福岛第一核电厂的公     

燃料组件铁路运输栓系系统安全分析

某反应堆燃料组件的运输采用铁路运输,燃料组件运输容器的代号为MTR-D,采用栓系系统固定运输容器.针对燃料组件运输容器MTR-D,已经完成了正常和事故条件下的安全性分析.为论证栓系系统是否满足强度方面的要求,是否能够保证货包不会前后、左右以及垂直方向的移动,本工作采用经验公式,计算了运输过程中货包承受的力,同时校核了压紧螺杆的稳定性.计算结果表明,运输栓系系统能满足铁路运输燃料组件的要求.     

换料期间发生燃料组件破损时的辐射剂量估算、相关系统控制要求和防护方案

在压水堆核电站换料的过程中存在燃料棒破损的可能.而一旦破损,燃料棒中所包容的高辐射水平裂变气体将可能导致反应堆厂房出现较高的空气污染和外照射剂量率,使相关工作人员受到较大剂量的内、外照射.本文对燃料破损可能导致的气载放射性浓度、场所内、外照射剂量率进行了估算,同时对通风系统的净化方式、净化时间进行了评估.     

燃料组件修复过程中单根燃料棒损坏影响分析

以核电厂燃料组件修复过程中单根燃料棒损坏释放的放射性物质为分析对象,就放射性物质释放对组件修复的工作人员产生的累积有效剂量进行评估,对向环境释放的气态流出物的放射性总活度进行计算,并对气态流出物排放监测的影响开展分析。分析结果表明单根燃料棒损坏后,执行燃料组件修复的每位工作人员接受的累积有效剂量为12.2 mSv,低于GB 18871—2002规定的工作人员职业照射年平均有效剂量限值20 mSv;向环境释放的气态流出物中惰性气体与碘的放射性总活度分别为3.51×10¹¹ Bq和2.17×10⁸ Bq,远小于GB 6249—2011规定的年排放控制值6.0×10¹⁴ Bq和2.0×10¹⁰ Bq。燃料棒损坏后40 min烟囱排气惰性气体测量仪的读数小于1.0×10¹¹ Bq/h,核电厂无需进入应急待命状态。     

压水堆燃料组件弯曲变形机理及规避措施

燃料组件弯曲过大可带来装卸料困难、控制棒不能完全下插、燃料组件破损、象限功率倾斜等问题,避免燃料组件弯曲过大对压水堆核电站的安全运行有重要的意义.本文介绍了燃料组件弯曲的现象及影响,归纳分析了燃料组件弯曲的影响因素、机理及规避措施.     

乏燃料组件燃料棒更换装置抓爪结构的数值分析和试验研究

燃料组件是核电站核反应堆的关键设备之一,涉及燃料组件的维修特别是乏燃料组件破损棒更换维修属于高风险作业。本文主要针对乏燃料组件燃料棒更换装置的核心零件燃料棒抓爪的结构进行研究,通过结构力学分析得到抓爪较优壁厚数值,然后通过有限元计算抓爪的强度固化结构参数,最终进行抓爪试制,并通过抓爪试验台模拟抓爪的实际工况对抓爪进行性能测定,确保抓爪满足使用要求。     

堆芯燃料组件抗震分析简化模型研究

针对堆芯燃料组件在地震作用下可能发生的结构变形及破坏现象,采用简化方法对燃料组件进行时程分析,计算地震工况下格架所受的碰撞载荷以及应力情况,并将计算值与格架的压塌载荷以及导向管的应力限值进行了比较,从而对堆芯燃料组件的结构完整性进行了评估,为日后堆芯燃料组件结构的抗震性能分析计算提供参考。     

秦山第二核电厂燃料组件辐照变形测量、分析及对策研究

文章阐述了秦山第二核电厂针对燃料组件辐照变形所开展的测量与分析,总结了燃料组件辐照变形的规律性,从辐照生长、工作载荷、象限功率倾斜、热应力和热工水力等方面分析了影响燃料组件辐照变形的因素,并开展了燃料组件变形的对策研究。     

WWER-1000燃料组件特点及棒弯曲分析

本文根据WWER-1000反应堆的设计特点及其运行实践,阐述了WWER-1000燃料组件的设计特点,并与西方压水堆燃料组件进行了相应的比较.重点分析论述了WWER-1000反应堆燃料棒弯曲的特点,以及在热工水力和燃料组件设计中是如何考虑棒弯曲效应的,进行了燃料棒弯曲对临界热流密度影响实验的研究.结果表明:WWER-1000燃料组件在整个运行寿期内的性能是可以保证的.     

乏燃料水池氢气风险分析和对策研究

福岛核事故暴露了乏燃料水池安全研究的不足,尤其是氢气风险评价方面的不足。根据IAEA及我国相关法规要求,应对核电厂乏燃料水池发生严重事故后的氢气风险进行评估,并对氢气风险的消除进行对策研究。本文采用MELCOR程序建立分析模型,计算研究了乏燃料水池严重事故下的事故进程和氢气产生与浓度分布,评价了厂内氢气风险并定量研究了氢气风险缓解措施。分析结果表明,氢气风险是存在的。对补水、喷淋、通风和氢气复合器等缓解氢气风险措施的研究表明,注水和喷淋是可完全消除氢气风险的,但通风和氢气复合器并不能完全消除氢气风险。消除乏燃料水池严重事故下氢气风险的重点应为保证补水措施有效,对此可提高补水措施的可靠性和阻止乏燃料水池的泄漏。     

乏燃料水池LOCA工况事故分析研究

以大亚湾核电站乏燃料水池为原型,利用热工水力最佳估算程序RELAP5/MOD3.3程序分析乏燃料水池发生破口事故后的工况。分析结果表明:事故后6.1 h池水温度从52.6℃上升到100℃,池水开始沸腾,在16.6 h燃料组件开始裸露。这段时间内,若能够采取相应的措施冷却乏燃料水池中的水,或者及时向水池中补水,能够避免燃料组件裸露。     

乏燃料水池丧失冷却事故下安全性能评估

以RELAP/MOD3为分析工具,对典型沸水堆核电厂乏燃料水池热工水力行为进行模拟,详细分析乏燃料水池自然循环对流换热、丧失冷却性能下燃料裸露过程、应急洒水喷淋、热辐射等。验证所建立的乏燃料水池模型计算乏燃料水池冷却系统正常运行下的稳态过程可用后,对丧失冷却事故条件下的乏燃料水池丧失冷却事故下安全性能进行分析。计算结果为乏燃料水池冷却丧失性能后17.87 d乏燃料将裸露;若考虑辐射传热因素则包壳峰值温度达到1204℃的时间延后8.97 h;若按照美国核能研究所(NEI)建议的12.6kg/s喷淋洒水量,需要2.4 h可将燃料温度由726.9℃降至100℃。     

西北处置场废物处置的辐射剂量分析

简要介绍了西北处置场的废物处置工艺流程,分析了处置工艺改进前后操作人员的辐射影响,实例计算了处置工艺改进后关键岗位操作人员的年有效剂量。计算结果表明,工艺改进后,受照关键岗位发生变化,关键岗位操作人员个人剂量将大幅降低。     

乏燃料组件提升翻转机结构设计及动力学分析

为实现乏燃料组件提升和翻转动作同步进行,本文设计了基于双导轨提升翻转同步机构的提升翻转机,并在结构中设置安全防坠单元,保证紧急情况下乏燃料组件的安全性。为进一步保证乏燃料组件在提升、下降正常工况和钢丝绳断裂异常工况下的结构安全问题,以双导轨提升翻转同步机构为研究对象进行了动力学仿真分析,使用ADAMS软件分析其多体机械系统关键部件的运动规律与运行中复杂的受力特性,获得了不同工况下设备运行全程的速度及加速度特性曲线。结果表明：双导轨提升翻转同步机构工作时乏燃料组件所受的冲击力小于10 kN,翻转提升过程中翻转料仓的速度波动小于10%,仿真结果验证了系统设计的合理性和可行性。     

Numerical Prediction of Radiation Heat Transfer in Spent Fuel Assembly Based on Network Method for Multi-surface Enclosure

Spent fuel assemblies in sodium-cooled fast reactor will be exposed in gas environment during transport process, leading to the worse heat transfer performance distinctly. For purpose of predicting the temperature distribution of spent fuel assemblies in gas environment, especially preventing the highest temperature of cladding exceeding the design limits, a numerical model was established based on network method for multi-surface enclosure, and a code intended for numerical analysis was developed based on this model. Reliability of the code was verified due to the comparison with experimental data of 37-rod simulated assembly. The code was confirmed to be more conservative than the Manteufel-Todreas correlation while comparing the predicting result of both. In addition, the temperature distributions under uniform-heating condition and nonuniform-heating condition were compared, and the influences of heating power and surface emissivity on temperature were analyzed.     

基于多表面封闭系统网络法的钠冷快堆乏燃料组件内部传热数值分析

钠冷快堆乏燃料组件在转运过程中会暴露在气体环境中,散热性能明显下降。为预测乏燃料组件在气体环境中的温度分布,特别是避免燃料组件包壳最高温度超过设计限值,本文建立了基于多表面封闭系统网络法的数值模型,以此为基础开发了数值分析程序。通过与37棒束模拟组件实验数据的对比,验证了程序的可靠性。通过与Manteufel-Todreas双层模型预测结果的比较,证明了程序更具有保守性。另外,比较了均匀与非均匀加热两种情况下的温度分布,分析了加热功率、表面发射率对温度的影响。     

乏燃料池丧失冷却后燃料操作区域温度压力的响应分析

在国产先进百万千瓦级非能动压水堆(CAP1000)核电厂乏燃料池冷却系统设计中,燃料操作区域墙体上部装有常闭的蒸汽释放面板。在乏燃料池丧失正常冷却后,饱和蒸汽从乏燃料池进入燃料操作区域。在一定温度下,固定蒸汽释放面板的机构熔断,面板自动打开,缓解燃料操作区域的增压过程。本文应用GOTHIC程序8.0版本分析事故后燃料操作区域的三维温度场和压力响应。研究结果表明:在事故后的不同时刻,燃料操作区域存在不同程度的温度分层现象;在事故后约7500 s时刻,可熔机构熔断,蒸汽释放面板开启,燃料操作区域压力迅速降低,此后维持在较低压力水平。     

核电厂乏燃料池一体化测量装置设计与验证

根据乏燃料池环境条件,乏燃料池液位、温度测量装置运行需求,针对丧失外电源情况下测量装置不能使用的安全风险,进行核电厂乏燃料池液位、温度一体化测量装置设计,并对工程样机进行功能、性能、环境试验验证。验证结果表明,装置测量精度高、实时,具备丧失外电源下的数据传输功能,满足乏燃料池的监测要求。     

有热管冷却的乏燃料池自然对流换热特性分析

将分离式热管作为长期非能动冷却系统应用CAP1400乏燃料池,分离式热管的蒸发端布置在乏燃料池四周。本文运用数值模拟方法对具有热管冷却的乏燃料池内温度场和流场特性进行数值分析,并研究布置在池内的各排蒸发管管外对流换热强度。研究表明：当能动型冷却系统停止工作后,仅靠该非能动冷却系统可成功带走池内衰变热并保证池内不沸腾;内排蒸发管束外侧的对流换热系数高于外排蒸发管束,可达到外排管束的1.05倍,蒸发管上、下端的对流换热系数较大,中间段对流换热系数最小。研究结果对分离式热管运用于乏燃料池具有一定参考意义。