一体化先进压水堆小型核电站堆芯燃料管理设计

采用SCIENCE核程序包进行装载方案的设计计算,确定了满足设计准则的各个过渡循环至平衡循环的堆芯.选择合理的平衡循环堆芯燃料的富集度、换料燃料组件数以及各循环的装载和换料方式,使平衡循环达到预定的2 a换料循环长度.堆芯采用低泄漏"内-外"式布置,旧燃料组件布置于堆芯外区.第一循环堆芯,高富集度的组件置于堆芯外区,低富集度的组件排列在堆芯内区.第二循环堆芯装入44个富集度为4.95%的新燃料组件,同时卸出44个旧燃料组件,旧燃料组件布置于堆芯外区.第三循环开始到反应堆寿期内的所有堆芯,都只使用含0、12和20根载钆燃料棒的燃料组件.各循环燃料组件最大卸料燃耗满足设计准则要求.     

模块式小型堆失水事故后堆芯硼浓度分析研究

分析评价了模块式小型堆失水事故后可能出现的堆芯硼浓度过度累积问题,基于硼质量守恒原理,推导堆芯硼浓度演变的控制方程,计算分析了自动卸压系统阀门开启前的短期运行期间和开启后长期运行期间的堆芯硼浓度变化规律。结果表明,模块式小型堆的非能动专设安全系统设计能够防止失水事故后的堆芯硼结晶和重返临界。     

模块式小型压水堆ATWS典型初因事件研究

未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)典型初因事件的选取在大型压水堆核电厂已形成一套完整的方法。由于模块式小型压水堆的结构和设计特点与大型压水堆核电厂差异较大,其ATWS典型事故选取也有所差异,需结合模块式小型压水堆的特点对其ATWS的典型初因事件进行筛选研究。本文从压水堆标准规范出发,结合核电厂ATWS事故的一般要求,采用RELAP5/MOD3.2程序为分析工具,对模块式小型压水堆Ⅱ类瞬态进行了典型ATWS事故的分析,限制准则为,维持反应堆冷却剂系统压力边界的完整性。结果表明,模块式小型压水堆后果最为严重的ATWS初因事件为失电和控制棒失控抽出两个事故,从而最终确定了此类堆ATWS的典型初因事件,为安全分析报告的编制提供了支持。     

秦山和大亚湾核电厂堆芯燃料管理策略改进的初步探讨

对我国大亚湾及秦山核电厂的堆芯燃料管理策略的改进进行了初步探讨。对从传统三批年换料改进为四批年换料和延长循环长度（１４－１８个月）的可能性，以及可能取得的平均卸料益进行了初步测算，研究表明，采用“增大循环燃耗”的先进燃料管理策略将带来重大的经济效益，是一项迫切需要研究的课题。     

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。     

模块式小型堆非能动堆腔注水冷却策略研究

在模块式小型堆MELCOR分析模型的基础上,对典型严重事故序列进行计算分析,得到压力容器下腔室内堆芯熔融池特征参数,并使用自主研发的CISER程序对模块式小型堆堆腔注水冷却效果进行研究。通过影响参数的敏感性及保守性分析证明模块式小型堆堆腔注水冷却措施可行且有适当的安全裕量。     

模块式小型堆乏燃料水池冷却系统设计

在福岛核电站事故后,乏燃料贮存安全的重要性得到了广泛重视,业界根据福岛核电站事故的教训,加强了相关研究。多用途模块式小型堆示范工程吸收了福岛核电站事故的经验反馈,在保证乏燃料贮存安全性的同时,兼顾提高模块式小型堆的经济性,在其乏燃料水池冷却系统设计时结合了其他堆型乏燃料水池系统的设计优点。本文从系统调研入手,通过归纳总结三代核电机组乏燃料水池冷却系统的配置特点,研究模块化小型堆的乏燃料水池冷却系统设计方案,并通过使用Flowmaster软件模拟各个工况下乏燃料水池冷却系统的流体特性,对现有的布置条件和设备选型进行校核计算,并基于计算得到的流体参数确定各工况下限流孔板的特征参数和主要工作泵的工况参数等,为设备的设计和采购提供了依据。     

157组燃料组件组成的堆芯燃料管理研究

本文应用SCIENCE程序包对157组燃料组件组成的压水堆堆芯进行换料优化燃料管理研究,给出了3个年换料和2个18个月换料共5个设计方案,每个设计方案给出了从首循环到第8循环共8个循环的主要计算结果,并进行了分析比较。综合来看,OUT-IN装载的设计方案功率峰值偏低,IN-OUT装载的设计方案功率峰值偏高,但均在设计限值以内;1/4堆芯换料设计方案的平均卸料燃耗最深,表明其组件燃耗得最充分,经济性较好。     

ACP100模块化小型堆研发进展

为了应对雾霾天气、淡水缺乏、城市区域制冷和供热快速增加的严峻挑战,中国正在推行能源结构改革。作为继巴黎气候变化大会后的重要举措,考虑增加核能应用来明显改善中国的能源结构,有效提升空气质量。模块化小型堆是近些年国际上竞相研发的新一代反应堆,可成为安全稳定的分布式清洁能源。ACP100是中核集团从2004年起研发的一种模块化小型堆。本文介绍了ACP100设计原则、设计参数、技术特点、纵深防御安全设计,安全性和许可策略,试验和验证,应用目标,初步经济评价以及ACP100在中国的示范工程情况。     

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。     

多用途小型堆ACPR100概念设计

中国广核集团提出了一种新的陆上多用途小型堆ACPR100,具有一体化设计、模块化布置、非能动安全、多用途等特点,目前已完成概念设计。本文主要介绍了ACPR100堆芯核设计、子通道热工水力分析、冷却剂系统分析、典型事故分析等研究成果。研究结果表明：ACPR100具备高安全性能、良好的冷却剂系统平衡及符合陆上小型堆用户需求的长周期换料等特点。     

先进压水堆燃料组件计算不确定性分析

采用广义微扰理论,研究核数据不确定性对先进压水堆AP1000燃料组件宏观截面参数计算不确定性的贡献与影响机理。通过比较、分析不同因素对组件参数计算不确定性的贡献,给出组件宏观截面参数相关系数矩阵;采用敏感性分析方法及分步比较的思路研究在不同堆芯运行状态下核数据对AP1000燃料组件宏观参数计算不确定性贡献的机理。研究结果表明:核数据自身不确定性通过组件输运计算最终传递给宏观截面参数的不确定性是基本恒定的。其中,~(235)U平均裂变中子数反应、~(238)U辐射俘获反应、~(238)U共振非弹性散射反应及~1H共振弹性散射反应对组件宏观截面参数计算不确定性贡献尤为突出。同时,温度升高导致组件kinf及宏观截面参数计算不确定性增加;燃料富集度降低及可燃毒物的存在均使组件kinf计算不确定性增加;组件快群截面计算不确定性远大于热群截面计算不确定性。其中~(238)U辐射俘获反应、共振非弹性散射反应等截面信息应重点关注并且需要进一步评价和改进。     

铅铋冷却氮化物燃料小型模块化反应堆堆芯中子学特性分析

在充分分析国际上各种小型模块化反应堆优缺点基础上,设计出铅铋冷却氮化物燃料小型模块化反应堆(SMPBN),并对该堆型的中子学特性进行了详细分析。通过分析认为SMPBN具有以下突出优势:以乏燃料钚作为反应堆的驱动燃料,钍作为增殖燃料,可以解决由于铀资源缺乏对核电发展的制约;氮化钚和氮化钍作燃料,可以提高反应堆的安全性和燃料的转换比;液态铅铋作冷却剂和反射层,不仅提高反应堆完全自然循环的能力,而且可以提高中子的经济性;整个寿期内反应性的波动很小并且几个重要反应性系数都为负值,从而保证反应堆具有固有安全性。     

Fuel Management Effects on Inherent Safety of Modular High Temperature Reactor

Analysis was performed on the effects of fuel loading schemes and fuel materials on the inherent (passive) safety characteristic of the modular pebble-bed type high-temperature reactor against depressurization accident involving loss of He forced circulation Two extreme fuel loading schemes, the infinite-velocity multipass and Once-Through-Then-Out (OTTO), were evaluated for both U and Th fuel cycles. The results of the analysis show that the maximum core temperatures attained following the accident were much lower for the infinite-velocity multipass scheme than for the OTTO scheme. For both schemes, the Th cycle showed slightly higher maximum peak temperatures, compared to U cycle.     

模块式小型压水堆堆腔注水系统下封头设计两相数值模拟研究

堆腔注水系统(CIS)可用于导出严重事故下位于压力容器底部的堆芯熔融物余热,防止压力容器熔穿,有效缓解严重事故后果。将数值计算预测下封头临界热流密度(CHF)的方法用于模块式小型堆下封头不同形状下CHF预测,筛选出安全裕量更高的下封头结构设计。结果表明:椭球型下封头和半球型下封头CHF随角度分布曲线大不相同,虽然二者最高CHF值相当,但椭球型CHF值在中部角度区(30°~60°)要远高于半球型CHF值。因此,在新设计中可以考虑采用椭球型下封头以提高堆腔注水系统的安全裕量。     

小型模块化超临界水冷堆研发

小型模块化超临界水冷堆（SCW-SMR）是超临界水冷堆（SCWR）与小型模块化反应堆（SMR）的有机融合,可兼具二者的优势,既具有独立的市场需求,也为大型百万千瓦级超临界水冷堆的工程实践提供了基础。本文介绍了SCW-SMR的研发背景、国际主要研发动态、技术特点和优势,提出了研发过程的一些思考,包括总体设计原则、主要设计要求、具体设计考虑和研发阶段建议,供后续研发参考。      

Annular Fuel Small Reactor Physical Design

<正>Based on the pressurized water reactor core fuel management program CMS,which has the ability to calculate annular fuel,the physical parameters,core layout,and fuel managementstrategies of small reactors loaded with annular fuel and meeting the long-life refueling goals were studied.Based on this,     

事故容错燃料UO2-BeO应用于压水堆燃料组件的中子学分析

本文基于中子学角度对典型压水堆中的事故容错燃料UO₂-BeO设计进行分析。选取西屋公司的2D燃料组件问题,使用组件计算程序ALPHA对不同体积分数BeO的燃料进行计算。临界及燃耗计算结果表明：在燃料中加入BeO,一方面由于中子吸收,导致反应性惩罚;另一方面由于BeO的慢化作用,导致反应性补偿,两个相反影响相互竞争共同决定UO₂-BeO燃料带来的综合效应。由反应性匹配基准可知,适量增加²³⁵U富集度对维持反应堆整个运行循环的反应性平衡十分必要,其中基准1相对于基准2和3需对燃料富集度进行较大调整才可满足寿期末得到的k_inf与参考组件一致。由反应性扰动分析结果可知,当燃料中加入BeO后,燃料温度系数随BeO体积分数的变化基本保持恒定,慢化剂温度系数降低,空泡系数增高。