海洋环境下浮动核电站堆内燃料组件结构安全分析

针对海洋环境下浮动核电站堆内燃料组件的结构安全问题,结合水动力学和结构力学,考虑燃料组件在堆内作业和海上换料两种状态,以及海洋环境下船体随机运动响应的影响,对燃料组件的结构载荷进行计算,从而校核燃料组件在堆内作业时的结构安全,并为实施海上换料作业的可行性提供理论依据。以海洋核动力平台为例,首先对平台进行时域计算,得到船体重心的六自由度运动时历曲线,然后采用远程位移方法将船体运动传递到反应堆,实现对反应堆随船体运动的数值模拟,进而对燃料组件的应力、应变最大值进行求解。结果表明,与船体静止状态下相比,燃料组件的应力、应变最大值在船体运动状态下明显增大,说明在对浮动核电站堆内燃料组件进行结构安全分析时必须考虑海洋环境下船体的随机运动响应。     

海洋环境下浮动核电站堆内燃料组件结构安全分析

针对海洋环境下浮动核电站堆内燃料组件的结构安全问题,结合水动力学和结构力学,考虑燃料组件在堆内作业和海上换料两种状态,以及海洋环境下船体随机运动响应的影响,对燃料组件的结构载荷进行计算,从而校核燃料组件在堆内作业时的结构安全,并为实施海上换料作业的可行性提供理论依据。以海洋核动力平台为例,首先对平台进行时域计算,得到船体重心的六自由度运动时历曲线,然后采用远程位移方法将船体运动传递到反应堆,实现对反应堆随船体运动的数值模拟,进而对燃料组件的应力、应变最大值进行求解。结果表明,与船体静止状态下相比,燃料组件的应力、应变最大值在船体运动状态下明显增大,说明在对浮动核电站堆内燃料组件进行结构安全分析时必须考虑海洋环境下船体的随机运动响应。     

乏燃料组件抓具混合双摆模型及地震响应分析

核动力厂对乏燃料组件抓具提出了抗安全停堆地震(SSE)的要求,而抓取过程的地震响应是评价其安全性的重要依据。为精确分析抓取过程的地震响应,根据乏燃料组件抓具的结构和工作方式,建立乏燃料组件抓具工作状态的混合双摆模型,推导其运动微分方程,采用Runge-Kutta法求解其在地震载荷作用下的响应,根据动力学理论进一步求得钢丝绳和抓具上的动态载荷,并对结果进行分析。此方法为类似结构的精确抗震设计、综合评定提供参考。     

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。     

压水堆燃料组件附加质量仿真研究

为了准确探究反应堆冷却剂与燃料组件间存在流固耦合行为对燃料组件振动特性的影响,本文采用计算流体动力学（CFD）软件Fluent平台,运用其中的动态网格技术,以压水堆燃料组件为研究对象,通过建立燃料组件模拟棒束、堆芯围板以及冷却剂模型,实现燃料组件与堆芯围板分别单独运动工况的燃料组件附加质量计算。结果显示：燃料组件运动工况下,燃料组件附加质量系数均值为2.4712;围板运动工况下,燃料组件附加质量系数均值为–3.4713,均与文献值偏差小于5%。叠加附加质量后,燃料组件振动频率计算值与水中振动试验测试结果偏差小于5%,验证了分析方法的合理性。本研究建立的仿真计算方法能够用于压水堆燃料组件附加质量计算。     

CF3燃料组件下管座力学性能研究

下管座具有支撑和定位的作用,是CF3燃料组件的重要结构部件。采用有限元计算分析和载荷试验2种方法分别对CF3燃料组件下管座的应力情况和承载能力进行研究,计算结果和试验结果表明,各种工况下CF3燃料组件下管座的应力均满足ASME规范要求,其承载能力达到了CF3燃料组件的设计要求。     

海洋核动力平台堆芯子通道分析

针对海洋核动力平台的堆芯结构和组件形式,使用成熟的子通道分析程序COBRA验证了堆芯稳态热工的安全性。通过计算得出,14.8 MPa压力下堆芯稳态最小烧毁比（DNBR）为2.342,燃料棒包壳表面最高温度为342 ℃,芯块中心最高温度为1 545 ℃。计算结果表明,改进后堆芯热工特性能满足当代反应堆安全性要求,并为海洋不利条件的影响留有足够的安全裕量。同时自主开发了计算机子通道分析程序,与COBRA程序的计算结果进行对比验证,两种计算方法的计算结果一致,从一定程度上说明了计算结果的可靠性。通过以上分析过程证明了燃料组件在稳态下的热工特性是安全和可靠的。     

海洋核动力平台乏燃料贮存格架设计及安全分析研究

针对海洋核动力平台乏燃料组件海上长期贮存所面临的安全保证问题,通过改进燃料组件与贮存小室之间固定形式、优化贮存小室与贮存格架本体之间连接形式以及增加贮存格架与乏燃料水池池壁之间的缓冲结构,设计了一种满足设计基准以及适应海洋环境的乏燃料贮存格架,并采用蒙特卡罗程序MCNP-5、计算流体力学软件Fluent 14.0、有限元分析软件ANSYS 17.0对该贮存格架进行临界、热工、结构仿真计算。结果表明,该贮存格架设计合理、安全性高,可为海上浮动式核电站乏燃料贮存提供解决方案。      

压水堆燃料组件结构搅混格架动态屈曲仿真研究

结构搅混格架作为压水堆燃料组件中的关键部件,由于结构复杂,一直是燃料组件设计的重点和难点。本文采用有限元分析软件建立17×17结构搅混格架有限元分析模型,对其在冲击载荷作用下动态屈曲过程进行了数值模拟研究,得到了不同初速度冲击下的冲击载荷、回弹速度、冲击位移变化曲线,通过以上参量开展格架动态屈曲判定准则的对比验证研究,确定了结构搅混格架动态屈曲的临界载荷。同时基于冲击板作简谐振动的假设,采用周期法计算格架动刚度,基于能量原理建立格架等效阻尼的计算方法。通过与试验结果的分析对比,验证分析方法的合理性,用于指导新型燃料组件格架分析与设计。     

三门核电一号机组新燃料组件在冲洗井中临时存放的临界安全计算

新燃料贮存主要涉及到的核安全问题是临界安全。对新燃料组件临时存放的方案进行临界安全计算时必须考虑两项独立事件的情况下组件的临界安全。采用SCALE对三门核电将首炉新燃料组件存放于冲洗井中的方案进行了临界计算。计算结果显示,即使在极限的两项独立事件同时发生的前提下,三门核电首炉机组的燃料组件在冲洗井中存放的临界安全也是有保障的。     

压水堆核电厂乏燃料组件源项计算分析

核燃料贮存、运输以及后处理过程中的安全是构成核与辐射安全的重要内容,为保证安全性,提高运输经济性,减小后处理厂对环境的排放,须获得乏燃料组件的包络源项,因此,采用ORIGEN-ARP程序分析组件运行历史、初始富集度、燃耗深度等参数对源项的影响。运行历史在卸料初期对源项略有影响,可采用合适的保守因子予以包络,在冷却一定时间后,其影响可忽略不计;初始富集度、燃耗深度均不同的组件须经对比计算以获得包络源项。计算表明：在目前核电厂乏燃料组件中,²³⁵U初始富集度为4.45%、燃耗深度为55 GW•d/tU的AFA-3G型组件源项是包络的,可作为乏燃料水池、运输容器设计,以及后处理厂排放源项分析的初始源项。     

舰船用反应堆停堆氙毒特性仿真研究

结合船用堆的特点，对核电站反应堆正方形燃料组件堆芯仿真软件进行修改和移植，开发可用于研究船用堆非干净六边形燃料组件堆芯中毒碘坑的堆芯仿真软件。应用该软件，对燃耗为30MW•d的某反应堆进行了碘坑仿真，并与点模型仿真结果进行了比较。结果表明：点模型的仿真结果偏小，用本软件进行仿真，平衡氙毒计算值与实测值间的偏差为-0.8%，最大氙毒计算值与实测值间的偏差为-4.3%，碘坑计算值与实测值间的偏差为-0.5%。本软件仿真结果符合实际运行规律和物理规律，因此，本软件可准确模拟碘坑中毒，对提高船用堆机动性和安全运行有重要的理论意义和应用价值。     

基于SCALE的RFA改进型燃料组件堆内贮存临界安全分析

RFA改进型燃料组件是西屋公司设计的能应用于大功率先进压水堆的改进型燃料组件。SCALE计算程序是一款在国际上得到广泛认可的综合性建模及模拟程序包,可用于核设计与核安全分析。基于SCALE计算程序,针对大功率先进压水堆的乏燃料贮存水池,建立恰当的计算模型,并选取合理的保守假设,分析乏燃料水池正常贮存及事故工况下的临界安全。计算结果表明一区正常贮存工况keff值为0.901 29,组件跌落事故工况下,有效增值因子为0.907 93。二区正常贮存工况下,计算模型keff值为0.909 98,新燃料组件误插入事故工况keff值为0.924 07。先进压水堆乏燃料贮存水池正常贮存工况及事故工况的有效增值因子均小于0.95,处于次临界状态。该设计模型可确保燃料堆内贮存区域临界状态安全可控。     

压水堆核电厂堆芯换料模式研究及管理系统实现

压水堆堆芯换料系统是压水堆核电厂普遍采用的核燃料组件管理系统,该系统通过直观的图形化界面向燃料管理员展示核燃料厂房装载情况,并通过优化的算法生成堆芯换料组件移动步序,打印出组件移动单,用于现场实施.文章介绍了堆芯换料业务流程以及信息系统实现方案.     

多用途流固耦合结构动力学计算程序研究

结合Eulerian流体弹塑性计算方法和Lagrangian结构动力学计算方法的特点,自主提出了一种比较通用的Euler-Lagrange流固耦合数值模拟计算技术,并编制形成了一套包含多种材料模型、状态方程及加载方式的多用途流固耦合计算分析程序。测试算例表明,自主开发的流固耦合算法使得流固间的相互作用可以更好地被监控、评价,从而可以更好地分析流场传递到结构中的载荷作用及流固相互作用过程。同时可为核工程中的爆炸、冲击载荷下结构安全性评价提供了一个较好的分析平台,也可为相关多物理场耦合计算技术的开发提供基础平台。      

New approach to evaluate lattice expansion of light water reactor fuel elements on criticality safety of transport packages under impact accidents

Abstract

In order to safely transport packages containing light water reactor fuel assemblies, it is essential to maintain the fuel assemblies in a subcritical state in accidents during transport. To evaluate nuclear criticality safety, an estimator is required to determine an absolutely safe level based not only on hypothetical accidents but also on practical accident levels which, to some extent, are based on actual accidents. The purpose of the present study is to suggest the arrangement of the deformation range of the fuel assembly after an actual accident, and to obtain the maximum value of the neutron effective multiplication factor based on the criticality safety assessment for the transport cask. In the present study, two kinds of criticality calculations for the package were considered: large scale pin pitch shift and small scale pin pitch shift. For the large scale pin pitch shift, a parameter which determines the location of each fuel pin which constitutes the fuel assembly was introduced so that the criticality calculation for the fuel assembly with non-uniform lattice pitch can be performed parametrically. The result of the criticality calculation using the parameter made it clear that the fuel pin pitch is sensitive to the neutron reactivity because each of the fuel pin pitches is related to a ratio of the fissile to the moderator, and that the relationship of the ratio to the neutron reactivity depends on the type of the fuel assembly involved, i.e. the type of a nuclear reactor in which a fuel assembly is used. For the small scale pin pitch shift, the study focused on the small displacement of each fuel pin. The small displacement of each fuel pin pitch can be described probabilistically using the stochastic geometry routine in MCNP code. Using the scheme in combination with the scheme for the large scale pin pitch shift, the maximum value of the neutron effective multiplication factor of the package after an accident can be obtained. This scheme is useful to determine the maximum neutron effective multiplication factor for the criticality safety evaluation.     

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)。