芯块-包壳间隙对燃料棒温度场影响的数值模拟

本文采用Simulation软件进行了芯块-包壳间隙对燃料棒温度场影响的数值模拟研究。结果表明:芯块-包壳间隙和燃料棒线功率对燃料棒温度场产生重要影响。与名义间隙状态相比,最大和最小间隙状态下的芯块温度场变化明显,但包壳温度场受影响较小;不同芯块-包壳间隙状态下的芯块中心温度差异随燃料棒线功率的提高先增大后逐渐减小;在芯块和包壳的不同尺寸状态下,芯块中心温度随芯块-包壳间隙变化近似成线性,与小包壳和小芯块相比,大包壳和大芯块状态下的芯块中心温度略高。

混合神经网络的包壳峰值温度预测研究

为了准确、高效的预测包壳峰值温度,本文提出了一种卷积神经网络-长短期记忆网络的混合神经网络模型。通过混合神经网络模型,充分提取数据局部特征的同时对时间序列信息进行充分的学习,实现了包壳峰值温度的预测。数据结果表明:卷积神经网络-长短期记忆网络的混合神经网络模型单次事故分析时间降低为0.55 s的同时具备很高的准确性和稳定性。峰值预测精度、序列预测精度、超限概率预测精度、平均绝对百分比误差分别达到了99.527%,91.098%,95.371%,2.522%,均方根误差为49.065。相较于传统的BP神经网络和卷积神经网络方法,卷积神经网络-长短期记忆网络的混合神经网络模型也体现出了明显的优势。

间隙和包壳厚度对核燃料棒温度场影响的仿真分析

为确保核电站安全运行,燃料棒芯块的中心最高温度不能超过一定阈值。本文采用Ansys稳态热分析方法,考虑芯块-包壳间隙和包壳厚度两个因素,对燃料棒温度场进行数值模拟仿真研究。通过对多组模型分析,结果表明:芯块包壳间隙对燃料棒温度场产生重要影响。与理想状态相比,最大和最小间隙状态下的芯块温度场变化明显,但包壳温度场受影响较小;在芯块和包壳的不同尺寸情况下,芯块中心温度随芯块-包壳间隙变化呈现线性相关。

荷兰高通量堆启动新型燃料包壳管材料辐照测试

【荷兰核能研究与咨询集团网站2022年7月26日报道】荷兰核能研究与咨询集团(NRG)佩滕高通量堆(HFR)已经启动对法国电力公司(EDF)新型燃料包壳管材的辐照测试。目前的核燃料主要是针对核电厂持续以稳定功率运行设计的。为了满足核电厂未来进行负荷跟踪运行的要求,法电开展了对运行温度变化有更强承受能力的新型包壳管材料研究,并于2020年12月和荷兰核能研究与咨询集团启动相关合作。

湿空气在全尺寸压水堆燃料组件中的自然循环特性试验及理论研究

为开发一种不依赖于计算流体力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)结果的燃料组件自然循环特性分析模型,以研究乏燃料水池在发生冷却剂丧失事故后的自然循环特性,本研究基于全尺寸压水堆燃料组件压降实验结果对Darcy-Forchheimer模型进行了修正,以预测湿空气流过燃料组件的压降,然后建立了燃料组件自然循环流量和峰值包壳温度的分析预测模型,并考虑了空气的相对湿度对模型计算结果的影响。结果表明:该模型可较为准确地预测不同加热功率下燃料组件的自然循环流量和峰值包壳温度,与实验测量值相比误差分别在25%和20%以内。并利用该模型研究了总加热功率、环境温度和相对湿度对燃料组件自然循环流量和峰值包壳温度的影响。因此,本研究所开发的模型可用于压水堆全尺寸燃料组件的自然循环特性研究。

研究堆燃料元件铝合金包壳表面温度限值研究

为了提高中子注量率水平,在建或在研的先进高通量研究试验堆需要更高的功率密度和热流密度,使得研究堆燃料元件铝合金包壳的使用温度不断提高,已接近其运行限值。本文对正常运行工况(工况1)和预计运行事件(工况2)下铝合金包壳表面温度限值及其确定方法进行研究。分析认为,对于研究堆用铝合金包壳,在工况1下包壳表面温度的主要限制因素是包壳材料的机械性能和保证冷却剂不沸腾;在工况2下按设计总则要求应保证燃料包壳不破损,具体应限制燃料芯体最高温度和包壳应力,不需要直接对包壳表面温度提出限值,但包壳表面温度与前2者仍存在关联性,应给予关注。

燃料热导率降级对CAP1000大破口失水事故的影响分析

在高燃耗情况下,燃料芯块的热导率随燃耗降低,该现象被称之为热导率降级(TCD)现象。TCD现象影响失水事故(LOCA)前稳态工况的燃料平均温度和燃料储能,进而影响大破口LOCA过程中的包壳峰值温度(PCT)。本研究采用大破口LOCA分析程序WCOBRA/TRAC对CAP1000冷段双端剪切断裂事故进行了不同燃耗的敏感性分析,并获得了不同工况下的PCT。分析中采用美国核燃料研究所(NFI)修正的TCD模型对降级后的燃料热导率进行模拟,同时考虑了燃耗大于30GW·d/tU后FQ和FΔh峰值因子的降低。敏感性分析表明,考虑TCD和峰值因子降低的影响,PCT极限工况不再出现在低燃耗区间,而出现在燃耗为29GW·d/tU附近。与其他燃耗水平相比,该燃耗点的PCT第1峰值和第2峰值均处于最高水平。本研究结果可为高燃耗情况下非能动电厂大破口LOCA的分析评估提供参考。

主泵两相降级对大破口失水事故的影响研究

大破口失水事故过程中,主泵的工作范围覆盖了单相液、气液两相和单相气工况。在两相工况下,主泵的扬程和转矩发生降级。对于AP1000核电厂,WCOBRA/TRAC被用于大破口失水事故分析,其现有的主泵两相降级数据来源于西屋W93A主泵。为正确模拟AP1000主泵在大破口失水事故过程中的热工水力特性,需对其两相降级特性进行研究。本研究分别采用国际上广泛使用的SEMISCALE和EPRI/CE主泵的两相降级数据进行AP1000冷段双端断裂事故的计算分析,并与原有W93A的计算结果进行对比。结果表明,AP1000主泵两相降级特性对反应堆冷却剂系统压力、破口流量和安注箱流量影响不大。相比于SEMISCALE和EPRI/CE,现有的W93A的两相降级数据将导致更低的堆芯冷却流量和更高的包壳峰值温度最大值,计算结果相对偏于保守。

LOFT L2-5 LBLOCA试验分析方法

采用保守评价模型与电厂状态参数最佳估算相结合的方法对大破口冷却剂丧失事故(LBLOCA)进行认证分析。以RELAP5/MOD3为分析工具,结合非参数统计方法,对电厂状态参数进行不确定性量化分析,对LOFT L2-5冷段双端剪切断裂LBLOCA整体试验进行了冷却剂丧失事故(LOCA)分析。分析表明,引入保守分析模式与最佳参数估算混合的LOCA分析方法,相对于传统保守LOCA认证分析能额外提供88.7 K的燃料包壳峰值温度裕度。

中国实验快堆热工参数的自适应BP神经网络预测方法研究

中国实验快堆(CEFR)堆芯的热工参数是否超出限值是评价反应堆安全运行的标准。本文针对燃料包壳最高温度预测问题,通过堆芯子通道分析程序COBRA生成数据样本后,开发基于BP神经网络自适应算法的智能预测程序,对于特定的单盒组件,仅需给出堆芯进口功率和流量,即可实现燃料包壳最高温度的快速准确预测。结果表明,与COBRA相比,在大规模重复性计算的场景下,自开发程序能节约大量计算时间和算力,提高燃料包壳设计和CEFR运行时的操作效率。实验分析得出BP神经网络方法的最大相对误差不超过6%,平均预测相对误差不超过3%,计算效率提升至原程序的300倍,网络模型的预测精度高,且易推广至实验快堆其他参数预测,具有很大的应用前景。

多种参数不确定性分析方法在AP1000 LBLOCA中的适用性研究

参数不确定性分析是利用合理的方法来建立输入参数不确定性和输出结果不确定性之间的响应关系,以能更真实地模拟电厂状态,在兼顾安全性的前提下,提高电厂的经济性。本文通过对AP1000LBLOCA分析,发现随机取样统计方法、敏感性分析数值方法、传统误差传递分析方法均能提供较大的燃料包壳峰值温度(PCT)安全裕度,对核电厂经济性提高过程中参数不确定性量化方法的选择具有参考意义。此外,随机取样统计方法利用数理统计理论分析,减少了分析过程中的保守性,故在3种方法之中可提供最大的安全裕度。相较传统的参数包络分析方法,随机取样统计方法可额外提供的PCT裕度约100K,而敏感性分析数值方法和传统误差传递分析方法额外提供的PCT裕度则约50～60K。

流道堵塞模型开发及在QUENCH实验中的应用研究

在压水堆冷却剂丧失事故(Loss-of Coolant Accident,LOCA)中,处于高温条件下的燃料棒由于棒内压力过高,可能导致包壳发生鼓胀。包壳形变会造成堆芯局部流道堵塞,进而影响失水事故再淹没阶段的堆芯换热。然而,大多数系统分析程序都是基于假设的流道堵塞率来模拟事故进程,导致模拟结果与实际情况不符合。本文将已开发的燃料棒热-力行为分析模块(Fuel Rod Thermal-Mechanical Behavior,FRTMB)集成在自主开发的严重事故分析程序ISAA(Integrated Severe Accident Analysis Code)中,通过改进已有的流道堵塞模型,使其能够模拟由于燃料棒形变导致的冷却剂流量变化。最后,使用ISAA-FRTMB模拟QUENCH-LOCA-0实验,通过对比包壳峰值温度,验证改进的流道堵塞模型的正确性和有效性,并在此基础上研究包壳形变对堆芯换热以及后续事故进程的影响。

风险指引的CPR1000核电厂LBLOCA分析方法初步研究

随着核电厂安全分析方法的不断发展,结合传统确定论分析与概率风险评价(PSA)的风险指引型安全分析方法逐渐引起安审当局和核电业主的广泛关注。本文基于国际上风险指引型分析方法在其他领域的应用现状,提出了风险指引的大破口失水事故(LBLOCA)分析方法,并重新评估了CPR1000核电厂的堆芯燃料包壳峰值温度(PCT)裕量。在PSA分析中,识别并量化了LBLOCA发生后可能发生的162个事件序列,并采用确定论现实分析方法(DRM)对筛选出的18个概率较大的事件序列进行了计算分析。然后通过期望值评估法和特定序列覆盖法对LBLOCA的PCT裕量进行了评估。结果表明,本文方法下LBLOCA的PCT裕量约为36~55℃,相比于传统的DRM裕量提升了16~35℃。

AP1000核电厂RELAP5 SB-LOCA分析模式建立与应用

建立了AP1000核电厂RELAP5 SBLOCA分析模式,并与美国西屋公司NOTRUMP程序计算结果进行比对。进一步应用此分析模式对第三代核电技术AP1000在小破口失水事故下的设计特性、破口面积大小以及功率提升对小破口失水事故现象的影响进行了量化的分析研究。自动降压系统ADS失效量化分析结果显示,ADS失效时堆芯内的水在17 500s左右堆芯水位将无法有效覆盖燃料,说明自动降压系统对AP1000的反应堆冷却系统在小破口失水事故工况下的泄压是不可缺少的。分析结果进一步显示,在小破口失水事故下,破口面积越大,包壳峰值温度会越高,破口面积每增加0.012 26m2(5%管道面积),PCT温度上升约36K;提升功率也会使包壳峰值温度升高,分析结果显示每增加5%功率,小破口失水事故的PCT上升约42.26K。

压水堆一回路水化学:美国的观点

【英国《国际核工程》1992年10月号第39页报道】美国电力研究所霍华德·奥克恩著文谈美国在一回路水化学方面的观点。摘译如下。辐射场建立的第一步是,钴离开与一回路冷却水接触的表面。但是。

锆及锆合金塑性变形加工的感应加热(上)

根据锆及锆合金塑性变形加工(挤压)前加热的特点,论述锆及其合金的热物理参数、加热规范,提出锆及其合金,主要是核级锆合金Zr-4感应加热频率、功率、加热(含保温)时间等的确定,感应加热方案设计及感应器参数计算。

乏燃料水池丧失冷却事故下安全性能评估

以RELAP/MOD3为分析工具,对典型沸水堆核电厂乏燃料水池热工水力行为进行模拟,详细分析乏燃料水池自然循环对流换热、丧失冷却性能下燃料裸露过程、应急洒水喷淋、热辐射等。验证所建立的乏燃料水池模型计算乏燃料水池冷却系统正常运行下的稳态过程可用后,对丧失冷却事故条件下的乏燃料水池丧失冷却事故下安全性能进行分析。计算结果为乏燃料水池冷却丧失性能后17.87 d乏燃料将裸露;若考虑辐射传热因素则包壳峰值温度达到1204℃的时间延后8.97 h;若按照美国核能研究所(NEI)建议的12.6kg/s喷淋洒水量,需要2.4 h可将燃料温度由726.9℃降至100℃。

燃料棒肿胀破裂对LOCA事故进程影响研究

反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)中燃料棒会经历几次比较明显的温升过程,当温升达到一定程度时,会发生燃料棒肿胀破裂现象。燃料棒的肿胀破裂会使得燃料棒内外层均被氧化,氧化膜厚度增加会加剧锆-水反应,从而影响LOCA事故进程。本研究使用满足美国联邦法规10 CFR 50.46附录K要求的系统分析程序ARSAC-K,以自主化三代核电厂作为分析对象,选取4种功率分布形式研究燃料棒肿胀破裂行为对LOCA事故进程的影响,结果表明:破裂时刻包壳附近会出现一段时间明显的降温过程,该过程持续大约20~30 s,随后燃料棒温度继续上升直至达到包壳峰值温度(PCT)。

主泵参数变化对失水事故后果影响分析

基于100D主泵和ANDRITZ主泵的差异,分析主泵相似特性曲线和自由容积的变化对失水事故(LOCA)后果的影响。针对岭澳核电站二期反应堆冷却剂系统,应用CATHARE GB程序和CONPATE4程序分析大破口LOCA事故堆芯热工水力后果;应用ATHIS和FORCET程序分析失水事故喷放阶段的反应堆冷却剂主管道水力载荷。结果表明,主泵相似特性曲线的变化对大LOCA事故再淹没阶段的堆芯热工特性影响很大,采用不同主泵时的最高峰值包壳温度(PCT)相差很大;而主泵自由容积对失水事故喷放阶段的卸压波传递影响较大,导致采用不同主泵时的反应堆冷却剂主管道水力载荷有所不同。

稠密栅堆芯大破口失水事故特性分析

稠密栅堆芯的应用涉及到的关键性问题之一是在破口事故下的应急冷却。应用改进程序RELAP5/TIGHT计算和分析两组不同设计方案下的稠密栅堆芯在破口事故下的特性,结果表明:稠密栅堆芯相比普通堆芯,破口事故持续时间更长;再淹没阶段的包壳峰值温度相比喷放阶段的包壳峰值温度更高;堆芯燃料棒中心距与燃料棒外径比值(p/d)对于包壳峰值温度的影响很大;堆芯功率密度的提高会使得对安注流量的需求大大增强。从安全分析的角度来看,不推荐堆芯p/d设计小于1.10。