非能动补水对AP1000乏燃料池局部硼稀释的影响分析

AP1000非能动电厂在事故后采用非能动补水的方式为乏燃料池提供冷却,同时临界安全分析要求乏池硼浓度高于最低允许硼浓度,以保证足够的次临界裕度。基于AP1000乏燃料池设计,采用CFD流体分析软件,使用多孔介质模型和组分输运模型模拟非硼化水源补水对燃料贮存区域的非均匀硼稀释影响。分析结果表明,燃料贮存区的局部硼浓度受到非硼化水源的稀释作用有所降低。在有效控制补水的前提下,局部硼浓度最低降至约2 140 ppm,高于允许的最低硼浓度值,不影响乏燃料临界安全。

AP1000典型燃料组件物理特性初步分析

AP1000堆芯首循环装料采用5种富集度的组件,使用IFBA、WABA可燃毒物,且部分组件两端设有轴向再生区,堆芯布置复杂。本文采用SCALE程序系统中三维蒙特卡罗输运程序KENO及二维离散纵标程序NEWT,进行了典型燃料组件的栅格物理计算。研究了深燃耗下不同富集度栅元、燃料组件无限增殖因子(kinf)及主要可燃耗核素核子密度随燃耗的变化规律,得到了AP1000典型燃料组件深燃耗物理特性。

AP1000新燃料组件运输货包的临界安全计算

新燃料组件运输过程中最主要的核安全问题是临界安全。在对运输货包进行临界安全分析中必须要同时考虑多货包阵列形式、事故后货包损伤情况、最佳水慢化条件等因素。本文采用MCNP程序针对美国西屋公司XL型运输容器装载AP1000新燃料组件货包的实例进行了临界安全计算。结果表明,在XL型运输容器设计许可书中允许装载货包数N=75的限制条件下,临界安全是有保障的。

AP1000项目乏燃料池闸门组件制造质量控制要点

AP1000技术作为中国引进、消化、吸收的核电新技术,对其设备的制造提出了更高的要求,本文以AP1000依托项目乏燃料池闸门组件制造过程为背景,以在法国某供应商及国内某供应商制造期间发现的共性质量问题为基础,探讨制造质量控制要点及针对性的解决对策。

踏上三代核“芯”制造征途——中核包头公司国内首个AP1000核燃料组件生产线建设纪实

2014年5月21日下午4点13分,当长达4.7米,散发着银灰色光泽的国内首个AP1000核燃料组件骨架被平放至检测台的一刻,中核包头核燃料元件股份有限公司（以下简称＂中核包头公司＂）组装车间的大厅里瞬间掌声雷动,经久不息,在场见证这特殊一刻的员工难抑心中的激动之情,眼中饱含着泪水,美国西屋公司技术专家翘起大拇指连声说着＂good!very good!＂,该骨架的制作完成,标志着中核包头公司在引进、消化、吸收美国西屋公司转让技术的征途上又迈出了坚实的一步。

AP1000反应堆控制棒导向筒组件焊接变形控制

介绍了AP1000反应堆控制棒导向筒组件的设计要求及结构,针对控制棒导向筒组件TIG焊接后较易产生变形,提出了重新优化设计焊接坡口及采用真空电子束焊接等几种措施,尽可能减少焊接变形。

AP1000二次堆芯支承组件流致振动初步分析

运用有限元法建立AP1000堆内构件二次堆芯支承组件的计算模型,进行二次堆芯支承组件的模态分析和未考虑流量分配裙作用的流致振动分析。AP1000二次堆芯支承组件的动态特性和秦山修复后防断支承组件相比,AP1000结构的频率略低于秦山反应堆的修复后结构,而模态振型完全相同。频率降低是AP1000结构相对秦山反应堆修复后结构刚度、质量减小的综合效果。另外,本文探索了考虑结构流-固耦合效应的流致振动分析方法,提出了结构完全建模、简化板结构、单梁模型3种考虑流固耦合的流致振动分析方案。

WWER-1000燃料组件特点及棒弯曲分析

本文根据WWER-1000反应堆的设计特点及其运行实践,阐述了WWER-1000燃料组件的设计特点,并与西方压水堆燃料组件进行了相应的比较。重点分析论述了WWER-1000反应堆燃料棒弯曲的特点,以及在热工水力和燃料组件设计中是如何考虑棒弯曲效应的,进行了燃料棒弯曲对临界热流密度影响实验的研究。结果表明:WWER-1000燃料组件在整个运行寿期内的性能是可以保证的。

核电厂反应堆燃料组件振动监测和诊断

燃料组件是核电厂反应堆的心脏,其安全性尤为重要,而燃料组件的振动监测较为复杂。对核电厂反应堆燃料组件振动监测方法进行了介绍,描述了VVER-1000型机组燃料组件振动监测采用的自给能中子探测器布置图和振动监测的原理。根据探测器的布置,结合不同的频率范围,设计了两种算法脚本用于监测燃料组件的固有振动和受迫振动。对以上算法在机组上实际进行了应用,对所采用的信号进行了分析,总结了相关的振动特征,对核电厂燃料组件的振动监测优化起到借鉴作用。

AP1000乏燃料池非能动冷却系统事故后冷却能力分析

AP1000乏燃料池冷却系统采用了先进的非能动设计理念,事故后以池水升温-沸腾的方式带走衰变热,并通过持续的非能动安全补水保证乏燃料安全。对AP1000乏燃料池冷却系统的事故后冷却能力进行分析发现,在核电厂正常换料工况和应急整堆芯卸载工况下,安全水源重力注水能保证事故后72 h内乏燃料安全;在核电厂正常整堆芯换料过程中应等待约56 h,以保证非能动安全壳冷却水箱可为乏燃料池补水,确保堆芯和乏燃料池安全。长期补水可以通过预留的安全接口持续进行。补水手段事故后有效,仅需操纵员有限干预。相对传统乏燃料池冷却系统设计,AP1000能更好地应对冷却丧失的事件。

新一代WWER—1000／V428型反应堆燃料组件,相关组件的结构设？…

本文主要介绍俄罗斯新一代ＷＷＥＲ－１０００／Ｖ４２８型反应堆的燃料组件、相关组件的结构设计和制造技术以及ＷＷＥＲ－１０００／Ｖ４２８型反应堆燃料的研究动向。

VVER-1000机组反应堆燃料组件振动测量及分析

简要介绍了田湾核电站在调试阶段的启动调试测量系统(SAMS系统)中对燃料组件振动测量的方法和结果。通过对调试阶段SAMS系统测量数据的分析,并和前期同类型VVER-1000堆型调试和运行积累的统计标准值相比较,结果表明实测结果基本满足统计标准值要求,另外,通过试验数据计算表明,燃料元件防碰撞和疲劳损伤强度都满足要求。

用于新一代VVER—1000燃料组件的锆合金—E635

为改善VVER－1000反应堆的燃料循环，使燃料组件在堆内使用时间达到5年、平均卸料燃耗约为55－60GWd/tU，俄罗斯设计了新一代VVER－1000燃料组件。该组件的主要特点是：燃料棒包壳、导向管、中心管、格架和刚性框架（Stiff Frame)均采用了新型锆合金－E635，与E110合金（锆－1％铌）比较，E635合金在抗腐蚀、抗吸氢、抗生长、抗蠕变等性能方面都优于E110合金，因此，E635合金适合于做长循环、高燃耗组件的结构材料。

WWER-1000/428与WWER-1000/320型燃料组件及其相关组件比较

田湾核电站2台1000MW核电机组采用的是俄罗斯WWER-1000/428(即AES-91)型,它是基于正在运行中的WWER-1000/320系列机组并加以优化设计而成。本文主要从堆内燃料的角度,论述了V-428型燃料组件及其相关组件与V-320型的主要区别及其优越性。

AP1000核电厂乏燃料贮存安全性分析

福岛事故暴露出了二代沸水堆乏燃料组件贮存的安全问题。本文比较了三代AP1000核电技术与二代沸水堆技术在乏燃料贮存方面的差异。AP1000核电厂乏燃料水池冷却系统运用先进的非能动设计,通过多种补水方式和补水水源以及沸水蒸汽排放控制等措施可有效地解决福岛事故中存在的问题,保障了乏燃料组件贮存的安全性。

AP1000外部灾害情形下乏燃料池缓解策略研究

日本福岛核事故后,乏燃料池(SFP)在事故中的安全性得到广泛的关注。AP1000乏燃料池冷却系统(SFS)是一非安全相关的系统,不需在事故后运行以缓解设计基准事故。但乏燃料池在超设计基准事故或外部灾害事件(包括自然灾害和人为事件)下的安全性一直是核电厂设计的重点。本工作结合美国核能研究所(NEI)给出的扩大损害的缓解导则(EDMG)提出了针对AP1000外部灾害情形下的SFP缓解策略(包括内部策略和外部策略),并对策略进行了评估。本工作结论有助于AP1000SFP EDMG的建立,对AP1000核电厂的设计、建造、运行管理和事故管理均有很强的参考价值。

AP1000燃料管理方案经济性分析

核电厂采取的燃料管理方案对经济性结果影响很大。对于同一核电技术,考虑某一设计方案的变化,有助于度量该技术单一要素的影响。AP1000机组设计了两种不同的首循环,两种不同的平衡循环,以及数种相应的过渡循环。本文通过分析不同循环的特点,计算了各种设计方案的经济性,同时分析了燃料费用相关要素对经济性对比结果的影响,旨在帮助决策者选择经济合理的燃料方案。

HPR1000堆芯装载50%MOX组件的燃料管理方案

针对HPR1000压水堆堆芯,开展了应用MOX(混合氧化物燃料)组件的燃料管理方案初步研究。对MOX燃料组件进行设计,研究了MOX燃料成分及燃料棒在组件内的布置。在此基础上,开展了1/4堆芯年换料、18个月长周期换料,并装载50%MOX组件这两种燃料管理方案研究。通过与UO2堆芯的对比,分析了装载50%MOX组件堆芯的核特性。分析结果表明,两种50%堆芯装载MOX组件的燃料管理方案,其堆芯主要物理参数均满足核设计准则要求。

基于Fluent程序的AP1000堆芯组件热工水力计算与分析

本文利用计算流体力学程序Fluent对AP1000反应堆组件稳态运行时的内部温度场和速度场的分布情况进行模拟计算,研究格架对流动的影响及计算在不同模型下格架的阻力系数,并将Fluent与VIPRE-W的计算结果进行对比,以验证Fluent程序在计算堆芯组件时的准确性。

AP1000核电厂灵活循环燃料管理策略研究及应用

我国核电装机容量逐年稳步扩增,核电厂参与电网调峰愈加频繁,固定的换料周期逐渐难以满足核电厂经济运行的需求。本文基于AP1000核电厂18个月堆芯装载方案,设计了±1个月和±2个月的灵活周期堆芯装载方案,完成方案的安全性限值与燃料经济性评价,开展完整的安全分析。结果表明,堆芯设计满足安全相关验收准则的要求,全面论证了灵活循环燃料管理策略的安全性和可行性。本研究为AP1000核电厂灵活循环周期运行提供了技术支撑,灵活循环周期运行即将在海阳核电厂中工程应用。