压水堆沉积物对包壳表面性能影响的模拟研究

随着新一代压水堆燃料循环周期的增加,堆芯中腐蚀产物沉积所带来的影响也日趋严重,沉积物引起的包壳表面温度和物质浓度变化提高了堆芯功率偏移、放射剂量增加和包壳腐蚀的风险。为预测压水堆包壳沉积物带来的风险,本文对附着沉积物的包壳表面传热、传质、流体流动、化学过程进行了多物理场模型建立和优化,计算了不同操作条件、水化学条件和沉积物结构下的包壳表面传热参数和物质传递参数,讨论了沉积物对包壳表面传热性能的影响及硼累积风险,并提出了用于预估沉积物诱导硼累积风险值的关系式。结果表明:在沉积物内发生沸腾时,考虑硼酸挥发过程能够获取更接近实际的沉积物温度分布;对于正常的压水堆条件,40μm沉积物微孔结构中的硼累积量主要源于因包壳表面局部沸腾而导致的硼酸浓缩(0.0574 g/m^(2))和沉积层对硼的吸附作用(4.61×10^(-3) g/m^(2)),孔道中的沉积硼来源于Li_(2)B_(4)O_(7),预估值为8.34×10^(-5) g/m^(2),而LiBO_(2)不发生沉积。

压水堆核电站一回路硼浓度监测

简要介绍了目前我国在役压水堆核电站用硼浓度监测仪的工作原理,分析了该仪器使用过程中的标定方法及提高硼浓度测量可靠性的技术措施。

先进压水堆铁水反射层组件零功率堆芯硼中毒实验研究

介绍了先进压水堆铁水反射层组件零功率堆芯硼中毒实验的概况,以及全硼水反射层堆芯和3种铁硼水体积比反射层堆芯的实验, 给出了实验结果,并对实验结果作了简要分析。通过实验发现,对于具有硼慢化剂的铁硼水反射层堆芯,堆芯具有正的反应性效应。

调硼稀释对AP1000型压水堆一回路裂变产物源项影响研究

为了研究调硼稀释对压水反应堆一回路裂变产物源项的影响,利用一回路源项程序计算了平衡循环正常调硼,前段不调硼,整个过程不调硼三种条件下一回路裂变产物源项。结果表明,调硼稀释对平衡循环前期一回路源项影响不大,而对平衡循环后期一回路源项有较大影响,且不同类型核素受调硼稀释的作用大小也不同。最后为了判断调硼稀释对一回路各核素去除的相对作用,利用了图像法和比值法,结果表明两种方法均能较好表征调硼稀释对各核素的相对作用大小。

长寿期压水堆颗粒弥散可燃毒物中子学设计与分析

为实现长寿期压水堆的低硼运行,对颗粒弥散可燃毒物进行了中子学设计与分析,颗粒弥散可燃毒物的自屏效应可通过颗粒半径进行调节,能实现可燃毒物消耗和燃料燃耗的较优匹配。本文选取目前压水堆常用的快燃耗可燃毒物B、Gd为对象,研究了颗粒弥散可燃毒物不同颗粒半径和填充份额对组件中子学特性的影响。结果表明,颗粒弥散可燃毒物能实现长期稳定的反应性控制,其中BISO含硼弥散颗粒符合长寿期压水堆低硼运行的要求,适合作为长寿期压水堆的候选可燃毒物进行下一步研究。

新型Mg-Al吸附剂去除压水堆核电厂废水中高浓度硼

通过特定的焙烧过程制备了不含碳酸根的Mg-Al型层状双金属氧化物.该层状双金属氧化物在废水中可水解为层状双金属氢氧化物,从而能够通过四级串联吸附处理的方式将模拟核电厂含硼废水中的硼浓度由初始的2000 mg/L显著降低至10 mg/L,满足内陆拟建核电厂需要将含硼废水硼浓度处理至30 mg/L以下的技术要求.在pH=10.61,固液比为1/40 g/mL,吸附温度为20℃条件下,吸附剂的硼吸附量可高达39.64 mg/g.此外,还在分子层次上讨论了中间氧化物的形成机理以及其水解生成层状双金属氢氧化物的机理,探讨了核电厂高浓度含硼废水的p H值、初始硼浓度、吸附剂用量和搅拌时间等条件对吸附剂硼吸附性能的影响.

CFD方法在压水堆安全分析中的应用现状和发展趋势

为更好地利用CFD方法解决压水堆安全分析问题,简要介绍CFD方法,着重阐述其在硼稀释、混合和热分层以及受压热冲击等压水堆安全分析问题的应用现状,并提出CFD与系统程序的耦合计算、流固耦合计算和CFD与中子动力学程序的耦合计算将是CFD方法在该领域的发展重点.

反应堆硼和水补给系统硼酸箱安全液位相关的设计分析和改进

反应堆硼和水补给系统的硼酸贮存箱主要用于贮存向化学与容积控制系统等补给用的硼酸。其硼酸贮存量需要保证反应堆达到冷停堆时保持在次临界状态,最不利情况为从热备用返回冷停堆。设计将此容量作为硼酸箱的安全准则值。与M310的反应堆硼和水补给系统部分设备是两台机组共用不同,"华龙一号"为每台机组一个完整的反应堆硼和水系统。其安全准则选用的液位报警逻辑参考了M310的设计,但在"华龙一号"中,其无法满足安全准则的要求,本文对其安全液位触发逻辑与M310的相关逻辑进行了对比分析,对"华龙一号"反应堆硼和水补给系统的安全液位逻辑进行了分析改进。为后续"华龙一号"的硼酸罐安全液位的设计提供参考。

注锌对燃料包壳表面污垢沉积及硼析出的影响研究

反应堆一回路腐蚀产物在燃料包壳表面过冷泡核沸腾的作用下沉积于包壳表面,形成燃料污垢。一回路注锌被认为是抑制燃料包壳表面污垢沉积的重要途径之一。本文通过开展国产锆合金燃料包壳在不同锌浓度下的污垢沉积试验,研究在模拟核电站高温高压水环境中注锌对污垢沉积行为的影响,得到污垢沉积的锌浓度敏感性结果。冷却剂中的锌浓度越高,燃料包壳表面的烟囱状结构越不明显,污垢表面越平整,污垢沉积厚度越小,污垢内部镍铁比降低,硼析出量越少。当锌浓度增加至100μg·L^(-1),污垢内部有少量含锌物相析出。结果表明:当锌浓度在0~100μg·L^(-1)范围内时,一回路注锌能够显著抑制燃料包壳表面的污垢沉积。

核电厂反应堆硼和水补给系统水箱氧含量异常原因分析及处理

中广核阳江核电有限公司核电机组自投入商业运行以来,除盐除氧水贮存箱REA001/002BA共出现15次氧含量超标事件。该水箱主要用于向一回路换水补给,氧含量超标会导致核电站一回路补给水质不合格,严重影响机组安全运行。从REA001/002BA制水回路设备、REA水箱房间设备、泵房间管道和阀门以及REA取样间设备等4个方面,对氧含量超标问题进行分析并提出了处理措施。

热工-化学-物理耦合的压水堆CIPS风险分析方法及应用

压水堆(Pressurized Water Reactor,PWR)一回路金属材料的腐蚀产物随着冷却剂流经堆芯,在燃料包壳表面沉积后形成污垢(Chalk Rivers Unidentified Deposits,CRUD)。硼酸作为控制反应性的添加剂,可能在过冷沸腾(Subcooled Nucleate Boiling,SNB)区域的污垢内析出,造成燃料组件轴向局部区域功率发生变化,增大反应堆发生垢致轴向功率偏移(Crud Induced Power Shift,CIPS)的风险。目前广泛采用硼析出量作为CIPS风险的判断依据,此方法可初步估计CIPS风险等级,但无法精确计算出燃料组件轴向功率偏移(Axial Offset,AO)程度。本文基于CRUD沉积和硼析出过程中的热工-化学机理,开发了模拟硼析出的分析模型,并结合物理计算程序对某压水堆的AO进行了计算。研究结果表明,热工-化学-物理耦合的分析方法能够识别出CIPS风险最大的燃料组件,并提供CRUD对该组件AO影响的量化计算结果,提升了预测压水堆CIPS风险的准确性。

压水堆核电站LOCA事故最大上充流量的数值研究

本文采用计算流体软件Flowmaster7.5针对大亚湾核电站化学和容积控制系统与硼和水补给系统进行了模拟。通过将正常工况下的模拟计算结果与设计参考值进行对比,验证模型的可靠性。并根据所建模型,在LOCA事故发生后,启动不同数目的上充泵对一回路进行充水,研究最大上充流量与一回路压力之间的关系。

反应堆硼和水补给系统补水流量偏低问题分析与治理

针对某核电厂反应堆硼和水补给系统(REA)补水时,单泵运行最大流量不满足运行操作导则要求的流量范围的问题,开展泵的性能分析、管道内漏分析、管道流阻分析及仿真验证等。经分析发现,REA系统补水流量偏低是由于阀体导向结构的升降式止回阀结构设计不合理,阀门流量系数偏低所致,现场更换阀门后,REA系统补水流量满足运行操作导则的要求。