芯块侧偏状态下的燃料棒温度场数值计算分析

燃料芯块侧偏状态下的燃料棒温度分布关系到反应堆燃料设计和安全运行。本文基于燃料棒的稳态扩散方程的一般形式,通过数值计算分析了芯块侧偏对燃料棒传热和温度分布的影响。结果表明:当燃料芯块侧偏时,芯块最高温度的位置向芯块侧偏的反方向偏移且最高温度下降,偏心率越大,最高温度的位置偏移程度越大,温降也越大。当偏心率e为0.5和0.8时,芯块最高温度分别下降1.3%和4.1%。而燃料棒包壳外壁面温度分布不均匀且最高温度随着偏心率的增大而升高,当偏心率e=0.8时,燃料棒包壳外壁面的最高温度为350℃,达到燃料棒的临界工作温度。     

芯块年龄对燃料棒富集度检测的影响研究

为保证核电站运行安全,反应堆装入核燃料组件的²³⁵U富集度具有严格的设计要求。因此,反应堆燃料棒均必须经过100%富集度及装料均匀性无损检测。已有富集度检测包括有源法和无源法,通过对有源法、无源法两种富集度检测方法中UO₂芯块年龄现象的研究,发现有源检测法在较低活度下,受UO₂芯块年龄影响,使得燃料棒富集度无法正确检测,需采用被动放置等待的方式解决芯块年龄问题。无源法可在检测中直接校正芯块年龄,满足生产检测要求,已得到工程化应用。     

数值拟合方法评价燃料芯块制造参数对燃料棒性能的影响

从理论计算模型出发,分析出与燃料棒性能相关的芯块制造参数,并采用自主研发的FUPAC燃料棒性能分析软件,逐一针对这些参数进行敏感性分析,筛选影响燃料棒性能的关键参数。基于大量敏感性分析计算数据,采用数值拟合的方法获得了关键参数与燃料棒性能间的变化关系函数,实现了对芯块制造参数所致燃料棒性能影响的快速、准确评价。对数值拟合方法与专业软件分析的结果进行对比验证,结果表明:数值拟合方法可以高效地分析燃料芯块制造参数对燃料棒性能的影响。      

压水堆燃料棒芯块事故后传热的简化分析

压水堆核电厂在严重事故下,堆芯换热条件恶劣,此时包含衰变热的堆芯非稳态传热分析过程较为复杂.本文以大亚湾核电厂M310机组一回路热段双端断裂为假想工况,用简化分析方法研究事故后衰变热的传递情况,获得了含时间变量的温度场简化计算公式.采用ANSYS有限元分析软件,用非简化分析的方法计算分析,两种方法对比验证.研究结果显示...     

横向功率分布对板型燃料温度场特性影响研究

采用CFX-Fluent对国际原子能机构(IAEA)提出的10 MW材料测试堆(MTR)典型栅元建模分析,研究板型燃料元件横向上均匀分布、中心高分布和中心低分布3种不同功率分布下的燃料及冷却剂温度分布特征。研究结果表明,由于燃料端部结构材料不发热和横向导热的存在,流道的端部存在冷芯;在核设计、热工水力设计和安全分析中应考虑燃料功率分布的横向分区及导热效应。     

燃料棒芯块中Kr、Xe的低温释放机理

在Wise反冲机理微观模型的基础上,考虑芯块倒角的影响,给出了倒角表面平均反冲效率的计算模型;击出机理参考Olander的理论;由此建立了一个更为精细的裂变气体低温释放微观模型.使用新建模型进行计算的结果显示,倒角表面的平均反冲效率约为圆柱体芯块表面的两倍;当倒角的表面积与圆柱体芯块表面积相比不可忽略时,裂变气体反冲释放份额的计算应考虑倒角的影响.     

三维模拟芯块掉块对燃料性能的影响

采用三维程序和一维半程序耦合分析的方法研究芯块掉块对燃料性能的影响。基于ABAQUS程序有限元分析平台建立三维燃料性能分析程序,并与一维半燃料性能分析程序COPERNIC进行对比验证。在此基础上,研究了典型II类瞬态工况下芯块掉块附近的燃料热-力学行为。研究结果表明:芯块掉块附近的包壳内表面温度相比周围的低,芯块掉块边缘对应的包壳内表面温度明显高于周围;芯块掉块附近的包壳出现应力集中,环向应力分布呈现典型的"平板弯曲"现象。     

AFA 3G燃料棒芯块与包壳间相互作用分析

介绍了大亚湾核电站18个月换料策略下，在Ⅱ类工况瞬态期间AFA 3G燃料棒芯块与包壳间相互作用（PCI）的分析和预测。文中给出了PCI技术限值，介绍了Ⅱ类工况瞬态分析和热力机械分析的分析方法和程序，并给出了基荷运行、基荷加一次调频运行、负荷跟踪运行以及延伸低功率运行时的负荷过量增加、功率状态下控制棒失控抽出和未检测到的掉棒3种瞬态的PCI主要计算结果和结论。     

环形燃料反应堆通量密度分布测量

相对中子通量密度分布是反应堆的重要物理参数之一,测量环形燃料零功率反应堆堆芯相对中子通量密度分布对了解环形燃料堆芯反应堆物理特性及开展安全分析具有指导意义。本文在环形燃料堆芯多边形装载下,采用箔活化法对辐照后燃料元件外表面不同位置金箔的γ活度进行测量,得到不同位置燃料元件轴向、径向的相对中子通量密度分布,并将测量值与蒙特卡罗理论计算值进行比对。结果表明：实验测量值与理论计算值最大相对偏差在12%以内,相对中子通量密度分布测量结果符合实验设计预期,现有蒙特卡罗分析手段可较好地分析堆内元件轴向通量密度分布情况。本文结果可为环形燃料的工程化应用提供重要的数据支撑。     

创新型核反应堆和燃料循环国际项目

【本刊2005年11月综合报道】创新型核反应堆和燃料循环国际项目(INPRO)是根据国际原子能机构(IAEA)大会决议于2000年启动的。该项目是基于由俄罗斯提出并获得诸多IAEA成员国支持的一项倡议,即为开发创新型核反应堆和燃料循环技术而开展广泛的国际合作。因为倡议者认为:在21世纪为人类提供可持续的能源供应将需要大规模促进对核能以及其他能源资源的利用;核能不仅是一种能够提供几乎无限能源的能源技术,而且还能减少环境污染和待管理的废物量,包括温室气体的排放量。截至2004年12月,INPRO共有22个成员:阿根廷、亚美尼亚、巴西、保加…     

~(137)Cs源燃料棒芯块间隙检测装置设计

设计了一种使用~(137)Csγ放射源检测新型燃料棒内芯块间隙的装置。该装置除具备241Am源检测装置功能外,还可清晰辨别实心芯块和环形芯块区域,以及辨别燃料棒内的芯块垫、弹簧、支撑管等。使用1.5Ci的~(137)Cs放射源,装置检测速度6 m/min、置信度95%时,设备的燃料棒长度检测精度为4mm/1m,间隙检测精度为±0.13 mm。装置运行稳定性良好,精度满足检测需求。     

燃料棒富集度无源γ扫描中芯块“年龄”的影响与消除

燃料棒富集度检验的准确性与燃料的可靠性和反应堆的安全性密切相关,而燃料棒内芯块的“年龄”一直是一项降低燃料棒富集度无源γ扫描检验准确性的重要客观因素,本文通过研究芯块“年龄”的成因,在实验探究芯块²³⁵U元素特征峰计数随“年龄”增长的变化规律的基础上,提出了一种借助于高能量区域计数的相对变化对“年龄”芯块特征峰计数进行间接补偿的方法,来消除芯块“年龄”的影响,并进一步验证了该方法的可行性。     

燃料棒性能分析软件FUPAC中燃料棒径向功率密度分布模型研发

本文提出中子学-热力学部分因素分离方法(PPS),解决APS在模拟UO2-Gd2O3、IFBA等时存在的问题。为了使PPS方法更具工程实用性,对影响径向功率密度分布的因素进行敏感性分析,确定影响径向功率密度分布的关键参数,形成燃料棒热力学性能分析软件FUPAC中的径向功率密度分布模型。应用实测数据以及中子输运程序KYLIN-1精确计算结果,对本文提出的方法进行验证,结果表明:本文提出的方法具有较高精度,适用于UO2燃料、UO2-Gd2O3燃料以及IFBA等燃料棒的分析。     

UO_2燃料芯块中氢和水份的研究

用质谱计研究了UO_2燃料芯块中的氢和水份。芯块中的含氢物主要是水份。而水份的来源有两个,一是UO_2芯块开口孔中残留的水;另一个是来自空气的吸附水。影响UO_2芯块水含量的主要因素是芯块的密度和空气的湿度。我们研究了93％TD～94％TD之间的UO_2芯块的等温干燥特性并给出了干燥UO_2芯块的适宜条件。     

核燃料棒温度场和系统熵增分布计算与研究

基于热力学第二定律以及压水核反应堆燃料棒稳态传热偏微分方程的一般形式,通过熵增的数值计算,讨论分析燃料棒内热量的传递过程和方向,以及能量品质的得失。先对典型二维矩形域传热问题进行数值计算,并采用解析解对该数值方法进行了验证。然后对含有内热源的单根燃料棒进行传热计算,讨论其温度和熵增分布情况,通过熵增云图分析可以展现燃料棒内热量的传递过程和品质变化,为核反应堆热工设计提供有益参考。     

棒束通道内温度场分布特性研究

可视化实验技术越来越多地被应用于核反应堆系统参数的测量,本文基于激光诱导荧光（LIF）技术的特点,介绍该技术的难点和解决方案,并对棒束通道定位格架下游稳态流和脉动流下温度分布进行了研究。结果显示,通过对系统光学特性和染色剂特性研究,可提高LIF技术的应用范围和测量精度。同时采用后处理技术,可获得更准确的温度场分布。通过对棒束通道定位格架下游全场温度进行测量,获得了稳态流和脉动流两种工况下温度的分布。定位格架能显著增强下游的流动搅混,提高换热能力。流速的波动也会对温度分布产生显著影响。研究表明,LIF技术可实现对棒束通道内流体温度分布的全场测量,根据温度分布特性研究可实现对定位格架性能的评价。