Preliminary study of the tight lattice pressured heavy water reactor loaded with Pu/U and Th/U mixed fuels

To improve nuclear fuel utilization efficiency and prolong fuel cycle burn-up, a tight pitch lattice pressured heavy water reactor was investigated as an alternative of next generation of power reactors. It is shown that the high conversion ratio and negative coolant void reactivity coefficient are challenges in the reactor core physics designs. Various techniques were proposed to solve these problems. In this work, a tight pitch lattice and mixed fuel assemblies pressured heavy water reactor concept was investigated. By utilizing numerical simulation technique, it is demonstrated that reactor core mixed with Pu/U and Th/U assemblies can achieve high conversion ratio (0.98), long burn-up (60 GWD/t) and negative void reactivity coefficients.

秦山三期重水堆核电站风险监测器研发进展

核电站风险监测系统(Risk Monitor)可对核电站的运行风险进行实时监测和预测,是概率安全评价(PSA)技术的高级应用之一。FDS团队广泛调研了国际现有核电站风险监测系统的研发现状,深入研究了风险监测系统涉及的各种关键算法并探索了相关实现技术,基于前期自主研发的大型集成概率安全分析软件RiskA发展了通用核电站风险监测系统RiskAngel,并以此为基础结合秦山三期重水堆核电站的安全特点和实际应用需求开发了秦山三期重水堆核电站风险监测器(TQRM)。本文总结了核电站风险监测系统的发展现状及趋势,对TQRM系统的设计思想、总体架构、主要功能、关键算法、技术特点及相关测试应用进行概要介绍。

核电厂流出物中^(14)C的管理控制

介绍了国内外压水堆(PWR)和重水堆(HWR)核电厂流出物中^(14)C的产生和释放管理现状、减少^(14)c产生和释放的方法以及^(14)C的提取、净化和分析方法,为我国核电厂气态和液态流出物中^(14)C的监测和控制提供基础资料。此外,针对我国核电厂^(14)C的排放和监测情况,提出了几点建议。

重水堆技术优势及发展设想

与作为技术主流的压水堆相比,重水堆因其独特的堆芯设计和运行特点,具有燃料灵活多样、铀资源利用率高、可利用钍资源和回收铀、可大量生产60Co等多种同位素的技术优势。秦山三核正在根据重水堆的比较优势开发重水堆相关技术,目前已经实现60Co生产棒束入堆,并正在联合国内外科研院所研发重水堆回收铀应用和重水堆利用钍资源技术。一旦实现重水堆利用回收铀或重水堆利用钍技术,重水堆运行将不再大量消耗天然铀资源,对后续在其他堆型推广应用,多渠道解决核燃料供应并促进核电产业的科学发展均意义重大。

重水堆压力管热室内直径测量技术研究

针对重水堆压力管辐照后具有较强的放射性不能直接测量等问题,采用一种在十字定位基础上的比较测量方法,在热室内建立一套可使用计算机远程控制的压力管内径测量系统。研究结果表明:该套测量系统可通过热室外操作吊车和机械手实现压力管的装卡,系统的重复测量准确度在0.4μm以内,绝对测量准确度在±3μm以内,该套热室内测量系统符合压力管内径测量的检测要求,可进行辐照后压力管尺寸测量工作。

CANDU堆燃料管理程序的物理热工水力耦合和时均计算模型的改进

研制了非线性迭代半解析节块法的扩散程序和稳态单通道热工水力程序,并将二者联接形成了CANDU重水堆燃料管理软件包FMPHWR,实现了物理与热工水力的耦合。参考压水堆(PWR)的经验,提出了类似PWR的考虑局部参数变化的参数化截面方法。对原有的时均计算模型进行了修正,提出了考虑热工水力反馈的时均计算模型。通过数值计算表明:FMPHWR具有更高的计算精度。

大型反应堆堆芯空间控制技术发展趋势

堆芯作为大型反应堆的核心,容易受到氙诱导的空间振荡效应影响。在堆芯控制策略影响下,通常堆芯的平均功率能够保持恒定,但堆芯功率分布并不一致。特别在极端恶劣情形下,会引发核电站事故。堆芯功率空间控制技术通过对反应堆进行区域划分,建立堆芯节点模型实现状态空间表达;借助奇异摄动方法降阶模型,基于输出/状态反馈架构设计控制系统调节器,最终达到抑制反应堆的空间振荡、精确控制各子区域功率的目标。针对大型反应堆堆芯控制方法的不同区域划分堆芯节点模型和状态空间进行综述,并从反馈形式上对空间控制方法进行分类与分析。对比和总结了系统模型和控制技术,为该领域的进一步研究提供参考。

重水堆压力管长度测量及数据分析

利用数理统计方法对装换料机Z轴编码器读数(即压力管伸长量)和在役检查2种测量方法测得的压力管的长度数据进行分析。结果表明,2种测量方法得到的数据是有效的,从压力管伸长的角度预测压力管使用寿命可以满足设计要求,并具备延寿的条件。

秦山第三核电站压力管维修的辐射防护和去污

简要介绍了秦山第三核电站压力管的维修活动过程中的辐射防护和去污。压力管处于堆芯中,活化程度高,又涉及重水操作,氚活度高,因此维修活动中的辐射风险大。针对维修方案制订了安全工作计划和去污方案,严格控制,保证了压力管维修工作的顺利进行,防护结果达到预期目标。

秦山第三核电厂设备管理分级的探讨

本文根据在秦山一期和三期长期从事设备管理工作的经验，针对秦山第三核电厂系统和设备的特点提出了设备和备件分级的原则和分级管理要求，对设备及备件管理的实施作了初步探讨。

重水堆核电厂压力管泄漏的识别与处理

为兼顾中子经济性,重水堆核电厂在建造时就会严格控制压力管壁厚,这使得压力管成为重水堆核电厂一回路压力边界的薄弱环节。本文从压力管泄漏的现象入手,通过材料力学分析、系统配置和国际同行经验,阐述了如何识别缺陷、定位缺陷以及处理缺陷,深入分析了缺陷可能引发的核安全风险,旨在提醒从业人员高度重视压力管缺陷,科学合理地跟踪和处理缺陷,确保机组的安全运行。

重水堆压力管超声检查数据偏差分析

对核电站压力管前后两次在役检查缺陷数据变化的原因进行了分析,认为缺陷表面不平整和检查系统误差是影响检查精度的主要因素,两者共同作用使检查数据服从正态分布规律。经过分析,得到缺陷并未明显扩展的结论。

CANDU重水堆用Zr-2.5Nb压力管研究进展

文章重点关注加拿大CANDU重水堆用Zr-2.5Nb压力管的研究进展,综述了不同加工工艺对其组织结构以及力学性能的影响,以期为Zr-2.5Nb压力管国产化提供思路。

重水堆废干燥剂解控脱氚方法探究

在重水堆机组中,氚是其产生的主要放射性物质之一,以氚化水的形状存在于重水系统中。在机组运行或设备检修中,免不了重水会由系统向外渗漏、泄漏或检修设备疏水时从系统中排出,泄漏的重水会有部分以水蒸汽的形式扩散到空气中,形成氚内照射剂量。重水价格昂贵,为了减少重水损失和净化空气降低辐射剂量的目的,在重水系统厂房设置了以分子筛干燥剂为吸附介质的重水蒸汽回收系统,当干燥剂使用一定的时间失效后,更换下来成为放射性废物而储存。废干燥剂中存在的放射性源项氚,如有效降低氚后废干燥剂即可解控为非放废物,可大量降低核电厂放射性废物储量,本试验拟通过直接加热及水分置换后加热的简单实用方法对放射性废干燥剂进行脱氚试验,探索放射性废物解控成非放射性废物可行方法,为核电厂放射性废物处理方法的一次有益尝试。

大型加压重水反应堆隐蔽攻击方法研究

为了对大型加压重水反应堆(PHWR)安全防御系统研发提供帮助,研究了PHWR网络控制系统中潜在的攻击方式,并提出了一种基于樽海鞘群优化高斯过程回归算法的隐蔽攻击方法。该方法在对PHWR网络控制系统实施虚假数据注入时,通过樽海鞘群优化高斯过程回归算法进行系统辨识,获得PHWR受攻击区域高精度的估计模型,并利用该估计模型实现隐蔽攻击。仿真结果表明,该攻击方法对PHWR造成一定破坏性的同时具有高度的隐蔽性能。

重水堆核电站硝酸钆纯度验收方法和实践

硝酸钆作为中子毒物,被添加在重水堆核电站慢化剂相关系统用于核反应堆的反应性控制,在生产实践中发现,某批次分析纯硝酸钆试剂中钆含量远低于其标浓度99%,对核电站核反应性控制存在安全隐患。本文通过研究比较偶氮胂分光光度法、原子发射光谱法以及紫外分光光度法等不同的水中钆离子浓度测量方法,结合稀土金属及其氧化物中稀土杂质的化学测量方法发现,使用紫外分光光度法测定水中较高浓度钆离子含量的方法用来进行分析纯硝酸钆试剂的纯度验收,方便快捷,准确度高,值得在行业内推广。