CANDU6型重水堆消氢系统有效性研究

CANDU6型重水堆核电厂严重事故中,燃料包壳、压力管及排管的锆氧化将会产生大量的氢气,氢气浓度达到一定数值时,可能在安全壳内发生氢气的燃烧、爆燃或爆炸,形成较大的压力载荷,从而对安全壳的完整性造成威胁。本文采用MAAP-CANDU(5.00A版)程序建立CANDU6型重水堆一体化严重事故分析模型,包括堆芯、一回路系统、二回路系统、安全壳、严重事故预防与缓解系统,分析研究了全厂断电(SBO)、出口集管大破口(LLOCA)等典型严重事故工况下重水堆核电厂安全壳内消氢系统的有效性。分析结果表明:在非能动氢气复合器有效的情况下,氢气复合器可有效消除氢气,安全壳各个房间内的氢气浓度均不超过4%,安全壳隔间发生爆燃或爆炸的可能性极低,CANDU6型重水堆非能动氢气复合器的数量和布置方案是合理的。

秦山CANDU6机组首次基于控制棒的保证停堆状态应用分析

基于控制棒的保证停堆状态(RBGSS)为秦山重水堆堆型(CANDU6)提供了一种新的保证停堆方式。本文介绍了在秦山CANDU6机组首次成功应用RBGSS技术的实践过程,包括RBGSS实施前充分的技术论证、技术文件开发及实施沙盘推演,实施过程的有效控制。总结了实施的经验,为后续更好应用RBGSS技术提供了改进方向和建议。

Candu机组换料燃料棒束分离失效分析及处理

秦山核电三期Candu重水堆机组是全国唯一的不停堆换料的核电机组,通过燃料操作系统的装卸料机来完成换料操作。在换料过程中,可能会出现由于燃料棒束自身或分离器等原因,导致分离器不能准确找到燃料棒束分离时的“Stop A”位置,使得计算机指令“CRBB”失效。通过对分离器原理和位置设定方法的探讨,理论与实践对比,找到“CRBB”失效的原因,并提出解决方法。

MOX燃料在CANDU重水堆中应用可行性的研究

针对CANFLEX组件装载MOX燃料在CANDU重水堆中的应用进行了时均和瞬态验证计算。计算结果表明,最大通道功率和最大棒束功率均未超过限值。勿需对堆芯结构和运行模式做重大改变即可完成从天然铀堆芯向MOX堆芯的过渡。提出了应用MOX燃料的PWR／CANDU联合燃料循环策略。估算表明,秦山三期CANDU堆采用先进PWR／CANDU联合燃料循环,将使燃耗提高到13900MW·d／t(U)；相对于PWR和CANDU堆各自独立的燃料循环,每年节省天然铀资源180t,减少乏燃料处置量约128t。

CANDU堆核电厂全厂断电始发严重事故进程研究

采用一体化分析程序建立了适用于CANDU堆核电厂的严重事故分析模型。该模型主要包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发生器二次侧系统等。针对全厂断电始发的严重事故进行了相应的热工水力现象分析,得知慢化剂系统和端屏蔽系统内的大量水使事故进程大幅推迟。同时,对重要时间进程与ISAAC2.0程序结果进行了初步比对,两者的结果基本吻合。分析结果可为开展重水堆严重事故现象及缓解措施研究提供技术参考。

CANDU重水反应堆钴调节棒组件结构设计

利用秦山三期CANDU重水反应堆生产60Co放射源具有活度高、产量高、成本低等优点。CANDU重水反应堆原有的21个不锈钢调节棒组件改成同样数量和位置的钴调节棒组件后,在保持原来调节棒功能的条件下,利用59Co吸收中子转变为60Co,生产放射性钴源。本工作详细阐述了钴调节棒组件设计要求及结构设计过程中与各种设计接口之间的关系,并通过对设计的钴调节棒组件进行结构完整性分析、提插棒时间分析及跌落事故分析,论证了其在重水反应堆内运行的安全性。经反应堆成功运行经验证明,钴调节棒组件结构设计安全可靠。

CANDU堆钴转运容器吊耳焊接工艺研究

通过计算碳当量分析了20MnMoNb与Q245R钢的焊接性,结合实际的焊缝工作条件,选用E4315型碳钢焊条,通过工艺试验确定了焊接工艺及焊后热处理规范,最终获得了良好的焊接效果,并顺利完成了转运容器吊耳的焊接。

PWR/CANDU联合核燃料循环研究

根据我国已拥有PWR和CANDU核电站的具体情况 ,提出一种PWR/CANDU联合核燃料循环的策略 ,即把压水堆的乏燃料后处理后的回收铀 (RU)用作为CANDU堆的核燃料 ,既可节约铀资源 ,提高燃料的能量输出 ,又减少了废燃料的处置量 ,可大大降低核电成本。由于CANDU堆对核燃料循环的固有灵活性 ,堆芯结构及运行方式不需作重大改变 ,即可完成从天然铀到RU的过渡。又由于RU较低的放射性活度 ,这对CANDU堆的燃料制造是可以接受的 ,因而只需对现有燃料制造生产线稍加屏蔽措施 ,对运输和运行中燃料管理操作等都勿须改变。

遗传算法在CANDU堆燃料管理中应用的研究

提出了在CANDU堆中应用遗传算法优选换料通道策略,并集成了BP人工神经网络用于CANDU堆堆芯参数预测,预测结果的评价值作为遗传算法的适应值。应用遗传算法和BP神经网络优化模型,研制了CANDU堆燃料管理通道优选程序GAREFUEL。使用换料通道优选程序GAREFUEL和CANDU堆燃料管理程序FMPHWR进行了360天换料模拟。计算结果表明：优选得到的换料通道能够满足堆芯参数限制,GAREFUEL具有快速高效的通道优选能力。

钍基先进CANDU堆(TACR)钍-铀燃料功率影响研究

在CANDU堆燃料栅元物理的研究中,通常选择堆芯平均的燃料比功率对栅元进行计算模拟,而在TACR中,由于使用了钍燃料,比功率的不同就可能对核反应产生影响,并通过影响棒束栅元的基本截面参数而影响到全堆计算的结果。本文对不同定功率条件下,含全铀燃料和钍-铀燃料棒束的栅元截面参数随辐照值的变化以及钍燃料棒束中233Pa和233U的质量份额进行了计算分析,认为功率会对钍燃料的栅元宏观截面产生影响,在全堆计算中,栅元基本参数应尽量使用基于历史的局部参数法。

CANDU核电机组的特点与发展

简述了CANDU反应堆的优点 ,如使用天然铀燃料、容量因子高、某些方面固有安全性高、能廉价大量生产同位素 :问题是压力管寿命只有 2 5a、重水管理复杂、氚排放量偏大。还概述了CANDU反应堆的近期发展 ,如燃料设计、燃料通道设计、提高热传输系统参数。

CANDU 6核电站氚的控制和排放

说明了重水堆核电站氚生成的途径，核电站设计中控制氚向环境释放的措施以及排放到环境中的氚对居民所致的剂量等公众关注的问题。

CANDU堆核电厂严重事故分析研究

介绍了CANDU堆核电厂的严重事故过程、AECL对CANDU严重事故进行的分析研究和对秦山三期核电厂进行的较为详细的核电厂一级PSA分析。分析结果表明,在对抗严重事故方面CANDU堆有着优良的特性,秦山三期堆芯严重损坏概率满足我国和国际通常的目标限值。

秦山CANDU核电厂大修周期延长的初步研究

重水堆核电厂因其具有不停堆换料的优势,不受燃料燃耗的限制,可安排较长的大修周期。通过大修周期的延长,可以减少电站寿期内计划大修的次数,减少机组停堆和启动的次数,有效提升机组寿期内容量因子、机组大修业绩和运行业绩。本文结合秦山CANDU核电厂和国外重水堆核电厂情况,提出大修周期延长的初步可行性分析和实施建议。

秦山三期CANDU核电厂的安全系统和安全分析

加拿大ＣＡＮＤＵ 核电厂核反应堆安全原理采用“纵深防御”的概念， 并在设计中采用了多重性、多样性、隔离、设备鉴定、质量保证以及使用合适的设计法规和标准等设计手段。秦山三期ＣＡＮＤＵ 核电厂在缓解事故后果方面设置了四个专设安全系统以及一套可靠的安全支持系统。对这些安全系统性能分析的结果表明： 有关公众剂量， 以及燃料、燃料通道和反应堆厂房等完整性的基本安全准则是满足的。

关于PWR及CANDU堆先进燃料管理策略的研究

阐述开展先进燃料管理策略研究的必要性与紧迫性。对我国秦山核电厂的燃料管理策略的改进进行了初步探讨 ,包括提高富集度延长循环长度、增大平均卸料燃耗、应用先进可燃毒物和低泄漏优化换料、改进燃料组件设计和适当提高功率等 ,并对可能取得的重大经济效益进行了讨论。提出研究PWR的乏燃料在CNADU堆中应用及形成PWR/CANDU联合燃料循环的可行性 ,以提高燃耗深度 ,增加能量输出 ,降低发电成本。

秦山三期CANDU核电厂简介

秦山三期核电厂的两台机组属最新的７００ Ｍ Ｗ 级ＣＡＮＤＵ６ 重水堆机组。这种核电机组总共有８台已经投入商业运行， ３ 台正在建造。第一台ＣＡＮＤＵ６ 机组于１９８３ 年投入商业运行。ＣＡＮＤＵ６ 的初始设计源于很成功的皮克灵Ａ 核电厂的单机化版本。该电厂是四机组集成式设计， 由安大略电力公司营运。自第一批机组投入运行之后， 根据技术进步和电厂运行经验的反馈， ＣＡＮＤＵ６ 在设计上进行了很多渐进式改进。这些技术改进反过来又被用于改造老电厂。本文简单介绍正在建设的秦山三期ＣＡＮＤＵ 核电厂的厂址条件、设计和运行特征。

秦山三期CANDU核电厂的控制系统

秦山三期ＣＡＤＮＵ 核电厂全厂控制系统使用双重冗余数字计算机， 自动完成监测、控制、运行信息管理和诊断等功能。采用多变量数字控制算法实现对反应堆功率、蒸汽发生器液位和压力、热传输系统压力和装量、慢化剂温度、汽轮机负荷和转速、发电机功率输出以及不停堆换料的控制， 保证核电厂安全、经济地运行。

对CANDU燃料组件结构的一维瞬态辐射程序开发与验证

在气冷CANDU式燃料组件之中,辐射换热也是不容忽视的一部分。特别是在出现了系统失压/失流事故时,辐射换热将会成为保证燃料安全的主要冷却手段。本文中针对CANDU式压力管编制了针对压力管几何条件下的一维辐射换热瞬态程序。程序中采用将燃料元件棒转化为同心圆环的方式简化辐射角的计算,并加入了隔层辐射模型,使模型更加贴近实际。采用分别将程序中的几个模块的计算结果与CFX计算结果对比的方式来达到程序验证的目的,验证结果显示程序RHTPB具有良好的表现,能够满足于反应堆安全计算的需要。

非线性迭代法在CANDU堆堆芯中子物理计算中的研究

利用幂法和SOR非线性迭代法求解两群中子扩散方程。在CANDU堆的数值计算结果表明:本方法比内循环采用SOR、外循环采用Wielandt结合源外推法在运行速率和迭代次数上要更好;同时迭代过程也印证了SOR的松弛因子对运行时间和迭代次数有着比较大的影响,松弛因子的选择能有效降低迭代次数并提高运行效率。通过与参考数据比较得出keff误差为0.38%,全堆芯390个通道的满功率与热工水力计算的值误差为-0.16%,功率分布在堆芯内部误差0.6%以内,外部偏差为1%~2%,说明了本模型具有比较高的计算精度,可以作为核电仿真机的CANDU堆芯计算算法。