美核管会发布两份文件 助力轻水堆先进核燃料应用

美国核管会2023年9月发布两份有关先进轻水堆燃料(包括高丰度低浓铀燃料和耐事故燃料)的文件,向相关各方征求意见:9月8日发布题为《增加轻水堆传统燃料设计和耐事故燃料设计的(铀-235)丰度》的拟议规则,9月1日发布《核管会技术文件草案:高丰度和高燃耗耐事故燃料的环境评价》(NUREG-2266)。

轻水堆燃料组件计算程序包TPFAP

TPFAP是一个同时适用于PWR和BWR的穿透几率法燃料组件燃耗计算程序包。它首先利用碰撞几率方法在库能群结构下完成三区或四区圆环几何的栅元输运计算。载钆燃料棒或硼棒可燃毒物栅元的有效吸收截面由微燃耗程序CMB产生,两维穿透几率法组件计算是在(x,y)几何下进行。基模计算用来考虑中子泄漏修正。根据反应率等效,计算组件等效扩散参数。在每一燃料棒和可燃毒物棒进行燃耗计算,TPFAP给出每一燃耗步的组件和栅元少群截面、功率分布,提供核设计和安全分析所需参数。

典型事故容错轻水堆燃料包壳候选材料SiC_f/SiC复合材料和Mo合金的研究进展

轻水堆是当前核电站应用最为广泛的堆型,其包壳材料均为锆合金。然而,福岛严重核事故的突发,使锆合金包壳的安全性受到质疑,事故容错燃料及其包壳候选材料被提上研究议程。本文综述了轻水堆用SiC_f/SiC复合材料和Mo合金包壳候选材料的研究进展,以及它们在轻水堆工况下的性能评估,指出实际工程应用所面临的挑战。最后展望了SiC_f/SiC复合材料和Mo合金在核燃料包壳中的应用前景。

轻水堆严重事故及可能的缓解措施

现有概率安全评价指出，常规轻水堆的堆芯熔化频率及安全壳失效，放射性大量释放的频率都是很低的。但这些风险对于下一代先进轻水堆来说是不能忽略的。近年来西方对下一代先进轻水堆的安全目标作了更高的要求，即在严重事故的条件下，仍然能保证安全壳的完整性，而无需采取应急措施。这就要求对严重事故现象有足够的认识，以便对严重事故设置相应的缓解措施。本文简述了严重事故的物理现象、机理及可能的缓解策略，综述了这方面的研究进展。

多用途一体化轻水堆初步设计方案和安全分析

为满足未来区域性核能供电、核供热、大规模制氢、海水淡化等需求,迫切需要一种结构简单、固有安全性高、经济性高的多用途反应堆。基于此,一种多用途的一体化轻水堆设计概念被提出,包括不同设备的初步设计方案和参数;根据其特点,利用最佳估算程序RELAP5对其中一个设计方案进行了稳压器汽腔破口事故和主泵断电引起的丧失流量事故的确定论安全分析。结果表明,在保守假设条件下,其固有特性和安全系统仍能保证堆芯始终处于被淹没状态,非能动余热排出系统可有效导出停堆后的长期衰变热,从而为进一步研究一体化轻水堆的设计和运行安全特性打下了基础。

轻水堆物理组件计算程序

对于堆物理工程设计中常用的碰撞几率程序CPXY和两维S_N计算程序DOT3.5,以及最近研制的穿透几率程序TPXY,本文简述了其理论模型,并着重就它们的计算精度,计算时间和网格的划分,进行了系统的数值研究。所计算分析的组件基准问题和例题,复盖了目前PWR和BWR堆芯组件的几何结构和核不均匀性。研究结果表明,穿透几率程序TPXY是当前工程上实用的计算效率最高的组件计算程序。

二维六角形轻水堆燃料组件中子通量分布的计算

介绍利用穿透概率法求解二维六角形几何多群中子积分输运方程。子区内中子源及通量采用线性分布，子区表面通量在方向上采用简化 6P1近似。根据提出的模型，编制了 TPHEX- B程序，并对一些轻水堆六角形组件问题做了计算，计算结果与 MC结果进行了比较，符合良好。本程序可用于六角形轻水堆燃料组件计算。

先进轻水堆核电站的用户技术设计要求

自美国电力研究所（ＥＰＲＩ） 用户要求文件（ＵＲＯ） 和欧洲用户要求文件（ＥＵＲ） 发表以来， 目前已被用于好几个先进轻水堆核电站的设计， 有关国家的核安全管理当局也对这些文件持肯定的态度。本文重点描述了ＵＲＤ 和ＥＵＲ 的文件结构， 所阐述的有关安全政策以及所建立的主要定量安全要求， 并简要介绍了有关核安全管理当局对这些用户要求文件的看法。

轻水堆乏燃料和钍燃料在ACR-700利用的探索

轻水堆乏燃料和钍燃料的利用是解决乏燃料后处理问题和核燃料短缺的有效途径之一。本工作以ACR-700标准燃料为参考,研究了4种不同混合比例的轻水堆乏燃料及钍燃料在ACR-700中的k∞和燃耗。研究结果表明,将裂变产物分离后,轻水堆乏燃料的重锕系核素在ACR-700中可作为一很好的燃料;只要加入足够的启动燃料,钍燃料也可作为很好的转换燃料,使反应堆内生成233 U的速率大于易裂变燃料的消耗速率,233 U的生成对反应堆运行后期维持临界起重要作用。

用于轻水堆扩散计算的格林函数节块展开法

提出一种用于轻水堆多维扩散计算的新方法─—格林函数节块展开法（ＧＮＥＭ），它是对节块展开法（ＮＥＭ）和节快格林函数方法（ＮＧＦＭ）的改进。参照ＮＥＭ把节块内偏中于通量用高阶多项式展开，利用格林函数求出节块表面偏中子通量与中子流的耦合关系，并用净中子流作为中间变量以简化计算。根据提出的理论编制了二维计算程序ＧＮＥＭ，对ＬＷＲ基准问题的数值计算表明，ＧＮＥＭ的计算精度与ＮＧＦＭ相当，而计算速度较ＮＧＦＭ和ＮＥＭ分别提高了１倍与１／３倍。应用ＧＮＥＭ取代ＰＳＵＩ－ＬＥＯＰＡＲＤ／ＡＤＭＡＲＣ中的扩散程序，对三里岛核电站（ＴＭＩ－１）的第１、第６循环进行了燃耗计算，其计算速度提高了３倍多，且具有更高的精度。

六角形轻水堆组件中子通量密度分布的计算

介绍利用穿透概率法求解二维六角形轻水堆燃料组件中子通量密度分布。子区内中子源及通量密度在空间上采用二次分布 ,子区表面通量密度在空间上采用平通量密度分布 ,在方向上采用简化 6P1近似。根据提出的模型 ,编制了TPHEX D程序 ,并对一些轻水堆六角形组件问题作了计算 ,计算结果与MC结果进行了比较 ,符合良好。本程序可用于六角形轻水堆燃料组件计算。

概率截断值对先进轻水堆核电厂应急计划区划分的影响

1997年,美国核管会(NRC)在对被动与改进型先进轻水堆的应急计划进行评估后指出,在现有的技术框架下先进轻水堆的应急计划应当保持不变,但也表明如果考虑到严重事故发生概率更低,事故的延迟时间更长,则有可能简化对先进轻水堆的应急计划要求,减小应急计划区。这意味着,如果在事故选择时不考虑低于某一概率截断值的事故,则有可能对先进轻水堆核电厂应急计划区的划分产生较大的影响。本文以AP1000核电机组为例,参考美国NUREG-0396的方法,使用MACCS程序对选取不同事故概率截断值可能产生的影响进行研究。研究结果表明,只有当概率截断值高于某些相对概率较大、而后果较为严重的事故的发生概率时,才会对先进轻水堆应急计划区的划分产生较大影响。

钍在轻水堆中利用的研究

对钍－２３２在轻水堆中利用进行了研究。考虑到现行轻水堆改型的方便，以秦山核电厂反应堆参数为基础，只改变堆芯燃料组分，在可裂变材料总量不变的条件下，对不同钍－２３２装量进行了多方案研究。结果表明，由于钍－２３２吸收中子后的主要转换产物是铀－２３３，它在热堆中的η值比铀－２３５和钚－２３９的高，因此在同样初始过剩反应性情况下，随着钍－２３２装量的增大，燃耗的加深，堆内易裂变材料总生成量也随之增大，转换比提高，从而使堆芯寿期延长，节省了核燃料。可见钍是一种有前途的能源资源。此外必须指出，在所研究的参数条件下以钍－铀重量比０．２５为佳。

在轻水堆上用模拟机落棒法测量反应性时一种消除空间效应的方法

推出一种以实验为基础，引入理论计算空间通量畸变因子Ｋ的修正公式来消除模拟机落棒法测量反应性空间效应的方法。用两个实例验证了该方法的效果；与脉冲中子源法结果作了比较，符合很好。该修正公式用微机输入参数作在线运算，将使落棒法在保持原有优点的前提下获得满足工程需要的精度。还列举两种典型的Ｋ因子平面分布图来说明其分布的规律，指出寻找到Ｋ在０８至１２之间区域内放置探测器，可得到一次落棒小于±３％的实测精度，而不需作任何修正。

轻水堆核电厂长寿命化的若干关键问题

调研了国外核电厂长寿命化研究，开发工作的现状，提出了核电厂长寿命化的若干关键问题。对ＰＷＲ、ＢＷＲ运行过程中发生的设备老化、降级问题及其原因的调查分析表明，不可更换部件及更换极困困难部件的寿命，制约或极大程度地影响了电厂的寿命，这些设备是：反应堆压力容器、堆内构件、安全壳及部分构筑物；在设备老化机理中，关键问题是中子辐照脆化、腐蚀损伤、疲劳及磨损。

穿透概率法求解二维六角形轻水堆燃料组件中子通量密度分布

研究利用穿透概率法求解二维六角形轻水堆燃料组件内中子通量密度分布。子区内中子源采用线性分布 ,子区表面通量密度在方向上采用简化 6P1近似。提出了六角形组件周边水隙的处理方法。根据提出的模型 ,编制了TPHEX C程序 ,并对六角形组件进行了计算 ,结果与蒙特卡罗方法计算的结果符合良好。

轻水堆核燃料循环模型及优化

本文研究了轻水堆核燃料循环流程。对从1989到2004年17年间运行5GW(e)动力堆所需的总运行费用进行了优化计算。为了考察后处理价格,钚价格以及不同的后处理方式对总运行费用的影响,计算了数种方案,计算表明,当后处理价格高达1100美元/千克时,后处理可以不进行而直接贮存,因为这种情况下后处理所需的总运行费比直接贮存高,根据17年总运行费优化计算的结果,废燃料分批、及时后处理比贮存集中后处理要便宜,最多可节省总数约10~8美元左右。

轻水堆核燃料后处理技术的进展

评述和讨论了有关分离过程,溶剂萃取设备,燃料元件溶解,Purex过程U和Pu的分配,Purex过程中Np和Tc的分离,用过溶剂的再生,以及硝酸铀酰直接脱硝过程的进展。

我国轻水堆低中水平放射性废物管理现状和发展趋势

放射性废物管理是轻水动力堆安全的重要组成部分，已成为制约核能发展的重要因素，尤其是福岛事故后，放射性废物处理技术受到极大关注并得到长足发展。为了提高核安全水平和废物管理水平，世界各国展开了一轮新的竞争，必将对核技术利用尤其是核电发展产生深远影响。本文介绍了我国轻水动力堆放射性固体废物和废水的管理现状，并预测我国未来10年的低中放废物管理发展趋势。