台山核电厂CEPR堆芯设计及燃料管理

台山核电厂采用了第三代压水堆核电技术的CEPR。堆芯采用较大的堆芯尺寸,降低了堆芯的线功率密度,提高了中子经济性;控制棒使用T模式,提高控制棒的控制效率,减小控制棒磨损;通过引入富集硼,优化了冷却剂的化学控制;从首循环开始进入18个月换料的燃料管理方案最大程度上提高了燃料经济性。

百万千瓦级环形MOX燃料堆芯设计

对环形UO2燃料及环形MOX燃料组件参数的计算方法进行了研究。设计了包含193盒环形UO2和MOX燃料组件的混合型长周期(18个月)堆芯方案。对设计的堆芯的重要物理参数进行了分析,并对各循环进行了燃耗计算。结果表明,装载约30%MOX组件的堆芯可在百万千瓦功率下实现长周期换料。堆芯从初装载可安全过渡到平衡循环,各循环的重要物理参数均满足设计要求,说明设计的堆芯及燃料管理方案是安全可行的。

秦山核电二期工程堆芯设计

介绍了秦山核电二期工程堆芯核设计的总体思路、设计内容及电厂实测结果与理论预计值的比较。设计吸取了20世纪90年代初压水堆核电站先进的设计思想,采用了低线功率密度堆芯,提高了堆芯安全裕量;换料设计中,采用1/4换料方式,既满足了年换料制要求,又提高了燃料利用率,燃料组件批平均卸料燃耗满足设计要求。按设计要求确定了堆芯燃料管理方式,完成了堆芯性能参数分析,满足了总体设计对循环长度、堆芯功率分布、慢化剂温度系数、停堆裕量、组件卸料燃耗限制等安全性和经济性要求。1号机组启动物理试验和功率运行实测结果表明,控制棒价值、临界硼浓度、等温温度系数以及堆芯功率分布等设计预期值与实测值符合良好。

核电厂反应堆换料安全评价原理与应用

介绍了压水堆核电厂换料设计安全评价的原理和方法，重点讨论了换料设计安全评价中的界分析方法和关键安全参数概念以及应用该方法对大亚湾核电站二号堆第三循环堆芯（Ｕ２Ｃ３）换料设计的安全评价。

反应堆Ⅱ类瞬态工况燃料棒包壳应变分析研究

在新燃料设计中,为更好保证燃料棒完整性,以田湾核电站5、6号机组长燃料循环堆芯燃料管理为背景,采用自主研发的燃料性能分析程序FUPAC,模拟稳态及Ⅱ类瞬态条件下芯块-包壳的力学行为,并针对所需考虑的关键参数及模型进行研究,得到反应堆Ⅱ类瞬态下包壳应变的分析方法和理论模型。

大亚湾核电站堆芯换料设计

介绍了大亚湾核电站堆芯换料设计准则、计算机程序、设计内容以及设计预计值与测量值的比较。结果表明 ,中国核动力研究设计院承担的两个机组反应堆第四至第六循环换料设计均满足该电站的安全和经济性要求 。

西安脉冲堆堆芯燃料管理正交优化计算

根据西安脉冲堆工程的实际需要,研制了脉冲堆堆芯燃料管理计算软件包HEX ICFM,并建立了正交优化模型,研制了换料优化计算软件包HEX ORTH.软件包中栅元计算采用了WIMS D 4程序,堆芯扩散计算程序采用了二维六角形节块程序SIXTUS 2.应用HEX ICFM对西安脉冲堆首循环堆芯参数进行了计算,并用HEX ORTH对第3循环末堆芯燃料装载和30根备用新燃料元件进行了堆芯优化分析,得到了目标函数为max(KBOCeff)的最佳堆芯倒换料方案.

大亚湾核电站及岭澳核电站核燃料组件供应国产化和堆芯燃料管理自主化

大亚湾核电站（ＧＮＰＳ）自从 １９９４年商业运行以来已近有 ２ ｘ ８堆年的运行历史和经验。大亚湾 核电站的燃料管理经历了从完全依赖核岛设备供应商到逐步实现换料堆芯设计国产化和自主化的过 程。两台机组的首次装料设计和首次换料设计由法马通承担。第３循环大亚湾核电站与国内换料设计 单位一起致力于换料设计自主化，井开始与法马通背靠背的换料堆芯设计。经过两年的努力，基本上实 现了正常换料堆芯设计的国产化和自主化。大亚湾核电站是从国外引进的大型商用核电站。在投入商 业运行之前，国内在引进配套燃料组件生产技术的同时，引进了法马通的全套堆芯热工，物理、安全分析 和燃料棒设计软件。这为换料设计自主化打下了基础。为了具备独立的堆芯设计和审查手段，１９９３年 大亚湾核电站从美国酉屋公司引进了燃料管理成套软件及技术。这套核料设计技术及工具在大亚湾换 料设计和安全评价方面发挥了重要的作用。１９９９年配合１８个月换料改进项目，大亚湾核电站又以法 国引进最新的燃料管理全套软件并在项目改进设计论证中发挥到积极的作用。