秦山核电厂燃耗深度对DNBR限值的影响分析

本文研究了在秦山核电厂批平均卸料燃耗深度超过原定限值的情况下，为保证电厂的安全运行对DNBR限值进行重新确认的问题。研究过程中，综合考虑了由燃耗加深所引起的核焓升因子的变化和棒弯曲这两种效应对DNBR限值的影响。结果表明，对秦山核电厂而言，在批平均卸料燃耗超过原定限值的情况下，维持原DNBR限值不变仍是安全可行的。

三维堆芯功率能力验证保守性分析

介绍了CPR1000电厂目前使用的三维功率能力验证方法,从输入假设和计算过程两个方面入手,详细说明论证方法存在的保守性,得出输入假设的不确定性需要重新进行确定,分析过程中可以去掉1.04的保守因子;计算过程也需要考虑实际运行区域,减少不可能出现的工况,即缩小分析区域。当换料设计的计算结果超限时,或者堆芯偏离核态沸腾比裕量不足时,可以通过减小运行区域和修改焓升因子的计算假设来挖掘裕量以满足安全要求。