主蒸汽管道破裂事故的安全评价

在进行核电站反应堆的换料设计时，需要对主蒸汽管道破裂事故作出评价分析，采用的方法是关键参数检验。本文以大亚湾核电站二号堆第二循环堆芯为例，给出了主蒸汽管道破裂事故安全评价所采用的关键参数检验方法及其计算结果与分析。     

安全壳内MSLB事故下的质能释放与安全壳行为分析

基于18个月换料的堆芯设计，利用THEMIS程序计算了大亚湾核电站1、2号机组在安全壳内发生主蒸汽管道断裂事故（MSLB）下的质能释放（MEB）量。以此为边界条件，利用PAREO9程序对安全壳的响应做了分析。分析认为，在假想的MSLB事故下，安全壳的完整性有保障。     

核电厂反应堆换料安全评价原理与应用

介绍了压水堆核电厂换料设计安全评价的原理和方法。重点讨论了换料设计安全评价中的界分析方法和关键安全参数概念以及应用方法地大亚湾核电站二号堆第三循环堆芯（Ｕ２Ｃ３）换料设计的安全评价。     

大亚湾核电站换料堆芯关键安全参数检验

简要介绍了大亚湾核电站换料堆芯的安全评价范围及安全评价所需检验的关键安全参数和准则，还给出用引进的法国ＩＮＣＯＲＥ程序包对大亚湾二号堆第二循环堆芯安全评价的结果。其评价内容和方法不仅适用于大亚湾核电站换料堆芯，而且对秦山６００ＭＷ核电站及秦山３００ＭＷ等核电站反应堆换料堆芯的安全评价也都具有借鉴作用。     

田湾核电站1号机组第6循环堆芯装载策略及验证

田湾核电站1号机组第5次换料大修期间,根据燃料组件检查结果,开展了紧急换料设计。1号机组第6循环堆芯装载策略具有不同于正常换料的特点,例如燃料装载不对称、部分辐照过的燃料组件移动到对称象限、堆芯功率分布不对称等。另外,堆芯装载策略考虑了TVS-2M先导燃料组件的位置要求。经第6循环寿期初物理试验和堆内测量系统验证,堆芯装载方案设计结果满足各项测量准则要求,且堆芯运行参数符合设计预期。     

压水堆核电厂换料堆芯装载优化专家系统SEDRIO/INCORE研制

依赖于专家知识建立了大亚湾核电站和秦山第二核电厂换料堆芯装载知识库,在此基础上进行换料堆芯装载方案启发式优化搜索。应用已用于工程设计的二维细网堆芯燃料管理程序系统(INCORE)进行装载方案评价,采用循环长度和堆芯功率峰因子综合指标计算装载方案的价值并评价其优劣程度。用该系统分别对大亚湾核电站二号堆第四循环和秦山第二核电厂第四循环堆芯优化方案搜索计算。结果表明,无论从堆芯径向功率峰因子还是从循环长度指标来看,专家系统SEDRIO/INCORE搜索得到的装载方案都明显优于参考方案。     

田湾核电站1号机组第6循环紧急换料方案研究

反应堆停堆后,若发现将在下一循环利用的燃料组件无法回堆使用,需开展紧急换料研究,重新设计燃料管理方案。本文假设田湾核电站1号机组第5燃料循环（U1C5）堆芯中有1组燃料组件破损,完成对所有可能情况U1C6紧急换料方案研究,并针对U1C5堆芯内84号组件破损的实际问题完成方案设计。本文的成果方案通过国家核安全局关于安全评价报告的评审,已应用到田湾核电站的换料工作中。     

岭澳核电站混合核燃料堆芯与提升燃料富集度项目的研究论证及实施

岭澳核电站与大亚湾核电站燃料的首循环相同,从第二循环开始,岭澳核电站的燃料管理模式怎样设计及怎样充分利用大亚湾核电站的成功经验是目前所面临的问题。在正常情况下,核电站第二循环在堆芯设计和运行方面本来就比较困难,能否将大亚湾核电站在第九循环实施18个月换料时更换新型AFA3G核燃料的经验提早在岭澳核电站第二循环实施,岭澳核电站第二循环是否更换燃料及更换什么样的燃料组件(带还是不带MSMG的AFA3G),这是必须解决的问题。如果在第二循环中使用与大亚湾核电站一样的AFA3G,则岭澳核电站第二循环造成混合堆芯,存在特殊安全分析和执照申请困难。此外,还介绍了如何系统、全面地考虑岭澳核电站燃料第二～第五循环的设计与优化问题。     

岭澳核电站先进燃料管理策略研究

介绍了岭澳核电站先进燃料管理的策略和思路,岭澳核电站实施的先进燃料管理与大亚湾核电站的不同。分析了岭澳核电站燃料管理的最佳宏观过渡方式,尤其是岭澳核电站在混合堆芯后(涵盖第二至五循环)实施先进燃料管理的过渡策略和步骤。深入论述了从第六循环之后应该采用什么样的先进燃料管理技术路线(年度1/4换料还是18个月换料)才最符合岭澳核电站的实际情况。从先进燃料管理策略的经济性、实施年度1/4换料的优点、岭澳核电站年度1/4换料项目采用的先进技术等方面论证了岭澳核电站先进燃料管理策略的可行性。通过不同先进燃料管理策略(年度1/4换料、18个月换料和24个月换料)的综合比较得出:岭澳核电站燃料管理实施年度1/4换料可以扬长避短,具有很高的燃料经济性,是有利于4台机组安排非夏季大修和避免重叠大修的最佳策略。18个月换料虽有多方面的好处,但岭澳核电站的售电环境和电价模式都不同于大亚湾核电站。电网对岭澳核电站的限制更苛刻,追求多发电或超发电不是岭澳核电站的最佳选择。     

压水堆核电厂换料堆芯装载优化专家系统SERION／INCORE研制

依赖于专家知识建立了大亚湾核电站和秦山第二核电厂换料堆芯装载知识库，在此基础上进行换料堆芯装载方案启发式优化搜索。应用已用工程设计的二维细网堆芯燃料管理程序系统（INCORE）进行装转方案评介，采用循环长度和堆芯功率峰因子综合指标计算装载方案的价值并评价其优劣程度，用该系统分别对大亚湾核电站二号堆第四循环和秦山第二核电厂第四循环芯优化方案搜索计算。结果表明，无论从堆芯径向功率峰因子还是从循环长度指标来看，专家系统SEDRION／INCORE搜索得到的装载方案都明显优于参考方案。     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。     

Problem of the iodine method of purification of zirconium

A method is proposed for the determination of the equilibrium constantsk and k' for the reactions Zr+2I₂–ZrI₄=0 and 2I–I₂=0, which is based on the measurement of the amount of iodine or zirconium liberated in the decomposition of zirconium tetraiodide on a heated surface in the process of establishing equilibrium. The decomposition of the tetraiodide was carried out at 900–1600C on a tungsten filament. The temperature distribution between filament and vessel walls was neglected.The dependence of the sum of atomic and molecular iodine pressures on zirconium tetraiodide pressure was determined at 1430C, and on temperature for 50 mm Hg. The values of kk'² 35 (mm Hg)³ at 1430C and k0.07 mm Hg at 400C, found from the results, differ substantially from known thermodynamic data, but give good agreement between the authors' formula [1] and experimental results on the iodide process of zirconium purification.