乏燃料干式贮存设施临界计算研究

以HI-STORM 100乏燃料干式贮存设施内部装载AFA-3G燃料组件为研究对象,用MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)4C程序,通过改变贮存设施内外的水密度,采用新燃料假设对不同工况下的临界安全进行研究。结果表明,在正常工况下,keff远低于0.93,是临界安全的。在事故工况下,当水密度大于0.8 g·cm-3时,存在临界安全问题。然后选取适当的核素,通过使用ORIGEN-ARP程序,得到不同燃耗下核素的组成,在同一模型下考虑燃耗信任制,对干式贮存设施的临界安全进行研究。在此基础上,给出了乏燃料干式贮存设施临界安全工作的相关建议。

田湾核电站乏燃料干式贮存临界安全计算研究

以CASTOR 1000/19干式贮存容器装载田湾核电站六角形乏燃料组件为例,研究六角形乏燃料干式贮存的临界安全问题。基于新燃料假设,应用MONK9A程序对贮存容器满装载乏燃料进行不同工况下keff的计算。计算结果表明:正常工况下,keff远小于临界安全限值,是临界安全的;事故工况下,当235 U富集度大于3.15%时,系统存在临界安全风险,须减少乏燃料装载量来确保临界安全。考虑燃耗信任制后,采用相同的模型计算得出贮存容器满装载的参考装载曲线,按此曲线要求装载能确保所有工况下的系统临界安全。采用燃耗信任制技术提高了贮存容器的利用率。该研究可为田湾核电站采用乏燃料干式贮存方案提供依据。

AP1000乏燃料池临界安全及影响因素初步研究

通过对AP1000乏燃料贮存格架进行临界安全分析计算,将贮存格架贮存的乏燃料假设为新燃料,从计算的角度初步验证了该格架能满足临界安全准则,以及将乏燃料贮存池中的水密度作为临界安全的主要影响因素研究乏燃料贮存的临界安全问题.

高储存密度乏燃料组件储架系统的结构特点与分析

高储存密度之核燃料组件储架可以在不改变已有燃料储存水池的条件下，把储存乏核燃料组件的能力提高一倍左右．在核电站建设中推广这种先进的储架结构可以获得很大的经济效益．本文讨论这种储架的技术背景、结构特点以及设计与分析的内容与要求．

HFETR乏燃料元件密集贮存计算与分析

由于高通量工程试验堆(HFETR)乏燃料元件密集贮存的必要性和急迫性 ,用3个程序(FG2DB、CELL、CITATION)做了临界计算 ,对密集贮存的乏燃料元件的剩余释热进行了计算分析。结果表明 ,不锈钢管式密集贮存架有足够的临界安全裕度和剩余释热裕度 ,如果采用燃耗信任制 ,密集贮存架的容量还可进一步增大50 %

非能动核电厂燃耗信任制方法研究及其应用

在临界安全分析中采用燃耗信任制是实现核电厂乏燃料组件密集化贮存的基础之一。本文针对非能动先进压水堆核电厂研究了燃耗信任制的分析方法,建立了完整的计算体系,并在此基础上针对先进压水堆核电厂燃料组件的设计特征以及机械补偿(MSHIM)运行策略等特点,分析其轴向燃耗和温度分布以及组件径向富集度分布等关键参数对临界安全分析的影响,相关研究结果对乏燃料密集化贮存设计的工程应用具有实际的借鉴意义。

乏燃料元件密集贮存计算与分析

主要利用ACCP程序和SCALE4.3程序包对压水堆的乏燃料元件密集贮存进行计算和分析。ACCP程序主要是用于计算获得不同富集度不同燃耗的核素成分。根据计算获得的同位素成分数据应用SCALE4.3程序包中的CASA25程序对贮存这种乏燃料的水池进行临界分析。针对岭澳3&4号机组乏燃料贮存池Ⅱ区建立计算模型。计算结果与ENSA报告符合良好,表明计算方法正确以及计算程序ACCP程序和SCALE4.3程序包可以应用于乏燃料元件密集贮存临界分析。初步建立了一套适用于燃耗信任制问题的计算软件包。

乏燃料贮存水池失冷条件下的临界安全研究

乏燃料水池中存放乏燃料组件,依靠池水带走衰变热、屏蔽放射性,失去冷却是乏燃料水池最严重的事故工况之一。在池水逐渐蒸干和快速流失两种失冷方式下,基于可能的事故过程,研究芯块和池水温度升高、棒栅距失控、组件严重损毁、中子吸收体失效等各种假设情景对临界安全的影响,并对各种假设情景的可信度进行了评估。研究结果表明:水的丧失使系统的慢化能力大幅减弱,燃料温度升高引起的多普勒负反馈效应,都增加了系统的次临界安全裕量。即使在水池补水、重新淹没乏燃料的过程中,在可信的堆积模型下,系统也能够保证次临界安全。在不可信的中子吸收体硼钢损坏的情景下,得到非常保守的系统keff以及相应的缓解措施,仅供参考。基于目前的知识和工程经验,乏燃料水池失冷事故,在可信事故工况下,是可以保证次临界安全的。

PWR核电厂乏燃料贮存临界计算重要核素的选取

信用核素选取是基于燃耗信用制乏燃料贮存临界安全分析的关键一步。通过对不同富集度、燃耗深度及停堆冷却时间下典型PWR燃料组件分析,以核素中子吸收份额大小排序为依据,筛选出对总的中子吸收起主要贡献的核素。结果显示,47个核素即可包络停堆后0~20a内影响乏燃料贮存系统反应性的所有核素中的99%。通过核素敏感性因子分析证明依据中子吸收份额排序选取重要核素的方法是合理的,与基准算例的结果对比证明所筛选出的核素能足够代表影响系统反应性的所有重要核素。

高密度乏燃料贮存格架临界安全设计

基于第三代先进非能动压水堆核电厂的设计特点、运行方式及其复杂的燃料组件设计,考虑各种能谱硬化因素,研究组件燃耗计算的运行条件组合,获得指定燃耗深度下的核素密度。建立乏燃料贮存格架的临界计算模型,并对临界安全分析中的关键因素(如末端效应、可信事故工况等)进行详细研究,最终初步设计出满足我国最新(临界)标准和要求的、可应用于实际工程的高密度乏燃料贮存格架。