堆芯跌落事故缓冲装置分析

本文主要研究堆芯缓冲装置在撞击时的塑性动态过程,选择合理的尺寸、减少动荷系数,以确保堆芯和压力容器的安全。     

CEFR堆芯组件研制工作进展

2001年初,快堆工程部组织选厂,进行材料及组件研制,截至2001年11月底,已完成了热压碳化硼芯块、元件棒包壳管、六角形外套管、元件棒定位绕丝及核级固溶棒的试制,并加工了2组碳化硼屏蔽组件、2个不锈钢反射层组件的管脚,供堆外水力学和结构稳定性试验用,3根碳化硼元件棒供堆内快中子辐照用。试制取得了成功。 快堆堆芯组件结构材料为核级316（Ti）不锈钢,化学成分要求严格,金相组织要求高,六角管及包壳管的尺寸精度高,表面质量高,几乎无缺陷。碳化硼芯块为核级,在化学成分、密度、晶粒度、尺寸公差、碳硼比等方面要求亦很高。经上钢五厂、上海异型钢管厂、上海钢研所及中南大学粉冶所的努力,生产出了合乎质量要求的产品。     

堆芯过滤装置的设计改进

岭澳核电站3号机组在热态功能试验期间发现多组堆芯过滤装置损坏。本文通过对堆芯过滤装置的失效原因进行分析,针对性地提出了改进方案,并通过机械试验的方式模拟堆芯过滤装置滤网脱落或断裂的失效过程,从而验证了分析结果的准确性以及新型堆芯过滤装置性能的优越性。     

核电站模拟堆芯零功率实验装置

本文主要介绍核电站模拟堆芯零功率实验装置中的堆芯、燃料元件和控制棒等部分的结构尺寸和有关的材料成分。     

包含内部加强装置的核燃料组件

本发明涉及一种核燃料组件，它包括1组布置在1个基本规则的网格中的核燃料棒和支撑骨架，支撑骨架有2个端板、连接端板的导向管和固定到导向管上的棒支承格架。该组件还包括布置在2个连续的支承格架之间的且固定到导向管上的支承骨架的加强装置。加强装置布置在棒组内，其横向范围小于核燃料棒的网格的横向范围。上述装置适用于压水反应堆组件。     

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。     

组件燃耗对堆芯裂变中子源参数的影响

在中子输运计算中，准确的裂变中子源是保证计算结果可靠性的前提和基础：随着组件燃耗的加深．^235U等核素不断消耗，^239Pu、^240Pu、^241Pu等核素不断积累，导致每次裂变产生的平均中子数v和裂变释放的平均能量E也随之变化，裂变中子源的归一化因子随燃耗增加而增加。因此，在中子输运计算中，必须考虑组件燃耗对堆芯的裂变中子源参数的影响。     

辐照组件水下外观检查技术

本文简要介绍了辐照组件水下外观检查装置和技术,并对装置的使用性能进行了评价.     

CARR堆芯容器用辐照监督装置的设计优化

本文详细介绍了中国先进研究堆堆芯容器用辐照监督装置,通过物理计算及热工水力计算多种方案建模分析,对辐照监督装置的结构进行了优化设计,并完成施工设计。     

改进的首次堆芯燃料组件布置和实现上述布置的方法

一种改进的初始堆芯燃料布置，用于提高核反应堆的燃料管理效率，且因此提高了经济性。一种实现这种初始堆芯的方法，提供大量具有不同铀-235平均浓缩度的燃料组件，并在初始堆芯布置中排列所述燃料组件，所述布置构造成使其至少在空间反应性分布上仿效公知的均衡循环换料堆芯。初始堆芯中最终的平均浓缩度的范围从下面约1．0％铀-235至约5．0％铀-235。本发明还公开了一种改进的栅格。     

法国核设施安全局批准堆芯混合装料

[英国《国际核工程》1994年6月号第5页报道] 法国核设施安全局(DSIN)决定发放混合装料许可证,这使法国电力公司在其允许使用混合氧化物(MOX)燃料的16座900 MWe反应堆中使用铀-235丰度为     

建立核反应堆堆芯燃料组件装填模式的方法

核反应堆堆芯的所有可能装填模式被搜索和优化，以符合设计约束。燃料储备根据粗略反应性级别被分成一些分批(F，O，T)。递归枚举过程确定满足选定的堆芯位置约束的模式，其中，选定的堆芯位置约束可由用户修改以调整搜索空间尺寸。对于满足约束的分批装填模式，分批被分成几个更小的分批(F1，F2，O1，O2，T1，T2)。     

大型先进压水堆核电站堆芯装载方案设想

核电站堆芯装载方案是反应堆堆芯设计的重要基础,它首先必须满足核安全的要求,同时还要尽可能地提高经济性。通过分析国内、外百万千瓦级核电站的堆芯装载,对反应堆输出功率、燃料组件数、堆芯平均线功率密度进行比较,给出我国大型先进压水堆核电站示范工程反应堆堆芯装载方案的设想,为技术决策提供参考。     

乏燃料临界实验装置堆芯几何布置初步研究

随着核电的发展，核临界安全问题变得越来越突出。燃耗信任制技术越来越多地应用到核临界安全分析中，这使乏燃料的贮存、运输和后处理的能力大大提高，燃料循环后段的经济性显著提高。开展乏燃料的临界实验非常重要，在建造乏燃料临界实验装置前需对其进行大量详细的临界计算。     

AC600二次侧非能动应急堆芯余热排出系统实验装置调试及其经验

根据ＡＣ６００二次侧非能余动余排出系统实验装置的调试程序，运行规程及调试大纲，进行了该实验装置调试，测试结果表明：ＡＣ６００二次侧非能动余热排出系统实验装置设计是成功的，可以进行ＡＣ６００二次侧非能余热堆芯排出系统实验研究。     

行波堆堆芯方案设计研究

本文对行波堆燃料组件、堆芯中子学和热工水力方案进行了设计优化,分析了行波堆堆芯方案的主要性能参数。结果表明,优化后的堆芯方案具有明显的增殖焚烧特性,堆芯最大线功率小于500 W/cm,峰值燃耗水平低于30%,燃料中心最高温度低于熔点。该设计方案一方面充分兼顾了现实工艺水平,另一方面实现了行波堆的基本特点。该方案的设计优化指出了典型行波堆设计的初步方向。     

基于决策树的堆芯物理参数预测研究

反应堆堆芯核设计涉及大量方案的搜索与详细计算,缩短方案搜索时间有利于提高核设计效率。数据挖掘技术通过对大量数据进行学习与模式识别,可实现核设计方案物理参数的快速预测,更快地筛选出可行的备选堆芯方案。本文基于数据挖掘的决策树4种算法：C4.5、RepTree、Random Forest及Random Tree,在计算时以燃料富集度、含可燃毒物燃料棒数量及含量作为自变量,以寿期内k_eff不均匀系数偏差（KUCD）、径向功率不均匀系数偏差（RPNCD）、径向中子通量不均匀系数偏差（RFNCD）、堆芯寿期（CL）作为目标函数,构成目标函数符合度（CPF）,利用大量已知核设计参数的组件及堆芯设计方案作为数据挖掘训练集,构建数据挖掘模型,并用于对未知核设计参数的组件方案集合（测试集）进行CPF快速预测。结果表明,4种算法利用训练集构建数据挖掘模型的时间在0.6 s以内,各算法的交叉验证精度均在0.7以上,其中C4.5算法对CPF预测精度最高;对测试集方案的核设计参数预测中,单个方案的预测时间均在0.9 s以内,而Random Forest算法对CPF等于4的预测效果最好。