10 MW高温气冷堆乏燃料元件的贮存及其安全分析

10MW高温气冷堆(HTR-10)在设计寿命内共卸出约9万个乏燃料元件,其放射性裂变产物的活度高达1.0×1016Bq,必须妥善处置.HTR-10乏燃料元件卸在密封和屏蔽的容器中,每个容器可以接受2000个乏燃料元件,这些容器固定在反应堆建筑物的最底层的混凝土井内,在贮存库内休取通风冷却.文中对放射性核素释放,临界安全和辐射屏蔽等方面进行了分析,说明上述贮存方案是安全的.     

乏燃料在加速器驱动的次临界模块式HTGR中的燃烧

环状模块式高温气冷堆 (HTGR)采用包覆颗粒燃料 ,其乏燃料经过一段时间的堆外冷却后 ,可以再利用。研究了 35 0 MW环状模块式 HTGR乏燃料在加速器驱动的次临界堆中燃烧的物理可行性。给出了功率为 30 MW次临界堆概念设计 ,利用 MCNP程序模拟中子在次临界堆内的输运过程 ,利用 ORIGEN2程序进行燃耗计算。结果表明 :加速器驱动的次临界气冷堆具有可靠的次临界度和低的功率密度 ,用于燃烧 35 0 MW环状模块式 HTGR乏燃料 ,从能源利用的角度考虑 ,可以获得约 2 0 %的额外收益     

创新基金助推项目产业化

沈阳瀚瑞达钛业有限公司成立于2006年,是集科研、开发、生产于一体的科技创新型民营企业,主要产品有核电站乏燃料格架用镉板及各种规格的镉板、光亮钛及钛合金丝、钛及钛合金棒。     

NHR-200定位格架的设计研究

定位格架是反应堆燃料组件的重要组成部分。２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）燃料组件定位格架主要由条带、围带及角部片簧组成。本文分析了该格架在组件装卸过程中的导向性能，论述了格架三弯弹簧的设计、刚度分析、预变形范围的计算以及弹簧夹持力的确定等。格架条带三弯弹簧的试制实验研究结果表明ＮＨＲ－２００组件定位格架结构设计合理、弹簧选型科学，完全满足供热堆格架设计的要求。     

乏燃料干式贮存模块的热应力分析

秦山第三核电厂采用MACSTOR型贮存模块（即QM-400）作为乏燃料中间临时贮存方式。干式贮存模块混凝土受到乏燃料持续的温度作用,会在结构内产生热应力。本文根据模块自身结构特点和热应力特点,对模型进行适当的简化,并采用线弹性方法进行热应力分析,显示了模块结构内部的应力分布特点,给出了热应力与其他荷载产生的应力的组合原则来确定设计应力,进行配筋设计。     

板架屈曲临界应力的敏感性系数

采用有限元法计算平面板架屈曲的临界应力和失稳波形，推导出临界应力对结构几何参数和物理参数的敏感性系数计算的一般公式．临界应力及其敏感性系数计算均考虑金属材料的物理非线性．采用切线模数理论对受压构件的弹性模数进行修正．本文结果主要用于板架结构稳定的可靠性分析     

构造应力与矿区地震

以地质动力区划方法查明的活动断裂为区域构造格架,将矿区简化成由10断裂组成的弹性平面模型,编制了计算软件.结合地震波方法,提出了I级断裂所形成的区域     

定位格架对单棒通道欠热流动沸腾影响的数值研究

为了研究定位格架对燃料棒束通道内冷却剂热工水力特性的影响规律,选取5×5棒束通道中心的一根燃料棒及定位格架进行数值研究。建立了基于欧拉两流体六方程的带定位格架的竖直单燃料棒通道内冷却剂欠热沸腾多相流模型,并实验比较验证了模型的准确性,获得了带定位格架与不带定位格架的单燃料棒通道内发生欠热沸腾时相关热力参数的空间分布特征,揭示了定位格架对欠热沸腾流动及换热特性的影响规律。结果发现:相较无定位格架结构,引入定位格架及搅混翼后,流场和温度场发生了不同程度的逆时针旋转,平均二次流最大值能达到进口速度的13.5%,局部二次流强度可达到60%,整体压降仅增加5%;定位格架显著增大了液相对流热流密度,最大增幅为44.3%,导致液相过冷度、壁面过热度和气体体积分数的进一步降低,从而增强了核反应堆的安全性。     

定位格架防勾挂结构设计研究

定位格架是燃料组件中的重要部件之一，其结构设计除考虑热工水力性能及结构力学性能外，还应保证有利于燃料组件的正常装卸料操作。堆芯中相邻燃料组件之间横向间隙较小，为保证燃料组件的装卸料操作顺利，通常在格架外围设计导向结构以避免发生勾挂损伤。本文主要针对商用电站燃料组件装卸料过程中定位格架发生勾挂损伤的现象，从定位格架结构上分析其发生勾挂的原因，并采用三维建模软件（UG）模拟格架相对运动的配合状态，指导格架导向结构的设计。研究表明，现有AFA3G格架导向结构具有一定的导向作用，但在极限配合状态下仍存在因咬合而出现的勾挂问题。本文提出限制外围燃料棒位移、外条带上部设置连续导向翼结构的设计思路，通过三维模拟以及试验验证，表明该设计能够有效降低格架的勾挂风险。     

压水堆乏燃料源项计算与分析

乏燃料后处理车间的高放射性环境会对监测设备产生一定的辐照损伤,影响其使用寿命,降低系统可靠性.本文使用ORIGEN2程序对压水堆燃料组件进行计算,得出一组乏燃料组件中重要核素的放射性活度、光子能谱等数据,计算结果准确可信,可为乏燃料首端处理中电子监测设备的屏蔽设计提供初始源项数据.     

Seismic hazard mitigation for nuclear power plant

The seismic safety of nuclear power plan(tNPP)has always been a major consideration in the site selection,design,operation,and more recently recertification of existing installations. In addition to the actual NPP and all their operational and safety related support systems,the storage of spent fuel in temporary or permanent storage facilities also poses a seismic risk. This seismic risk is typically assessed with state-of-the-art modeling and analytical tools that capture everything from the ground rupture or source of the earthquake to the site specific ground shaking,taking geotechnical parameters and soilfoundationstructureinteraction (SFSI) into account to the non-linear structural response of the reactor core,the containment structure,the core cooling system and the emergency cooling system(s),to support systems,piping systems and non-structural components,and finally the performance of spent fuel storage in the probabilistically determined operational basis earthquake (OBE) or the safe shutdown earthquake (SSE) scenario. The best and most meaningful validation and verification of these advanced analytical tools is in the form of full or very large scale experimental testing,designed and conducted in direct support of model and analysis tool calibration. This paper outlines the principles under which such calibration testing should be conducted and illustrates with examples the kind of testing and parameter evaluation required.     

高温堆临界实验装置ASTRA的初始临界计算

为了验证球床式高温气冷堆初始临界的计算方法,用法国M on te C arlo程序TR IPOL I-4.3对燃料球内的包覆燃料颗粒以及堆芯内不同的球分布进行了模拟。考虑了燃料球的双重非均匀性、不同区域内球的布置以及其在堆芯的体积填充率等。计算了俄罗斯的球床式高温气冷堆临界试验装置A STRA的初始临界。与实验结果比较,计算得到的临界实验高度误差为0.6%,堆芯有效增值因子keff误差为0.1%。TR IPOL I-4.3程序是球床式高温气冷堆初始临界计算的有效工具。     

燃料元件在热冲击下基于ANSYS的动态响应仿真

燃料元件中裂变引起的热冲击应力是核临界安全研究的重要内容。采用ANSYS有限元程序中的二维plane182、plane183和三维solid187、solid45单元模型对脉冲加热的铀钼合金厚壁球壳进行了仿真,以一维热弹性力学方程的数值解为基准获得了不同模型计算误差。与国外用于核反应堆工程设计和研究的程序相比,采用plane183或solid187模型因能更严格地满足理论边界条件,具有更小的计算误差。这些结果为进一步开展核反应堆瞬态过程研究以及燃料元件设计提供了参考。     

分体式新燃料组件干式贮存架设计研究

分体式新燃料组件干式贮存架主要用于反应堆换料用新燃料组件入堆前的吊挂贮存,安装在新燃料贮存间内,采用U型钢结构,三面靠墙的布局方案,提高了贮存架结构强度和抗震性。其基体材料为碳钢,表面涂层材料为奥氏体不锈钢,不污染新燃料组件,可长时间免维护,兼顾了强度、制造工艺和耐腐蚀性能的要求。由于采用分体模块化结构,便于分散制造,集中组装,在不破坏整体结构的情况下,通过增加新的贮存模块,提高贮存燃料组件数量,具有占地面积小、安全可靠、操作方便、制造成本低,便于生产制造、安装、调试等特点。     

球床高温气冷堆闭式循环特性

从提高天然铀利用率和改进废物管理方面考虑,研究球床高温气冷堆乏燃料中铀钚的再利用和不同闭式燃料循环的特性。在250MW热功率球床模块式高温气冷堆示范电站铀钚循环的乏燃料中提取铀和钚为核燃料,设计了PuO2和混合氧化物(MOX)燃料元件,将新设计的燃料元件重新装入与示范电站有同样结构和尺寸的堆芯,分别形成纯钚燃料循环和MOX燃料循环。还研究了基于轻水堆级钚的燃料循环。采用了高温气冷堆物理设计程序VSOP,研究了高温气冷堆不同闭式循环的燃料利用和超铀元素焚烧特性。不同闭式循环钚消耗率分别为50%、46%和71%,天然铀的电利用率分别提高了6%、8%和20%。结果表明:高温气冷堆闭式燃料循环能有效焚烧钚同位素,适度提高天然铀的利用率。     

核燃料循环系统临界事故源项计算程序GETAC-2.0开发

针对核燃料循环系统中不同物理形态的核燃料,建立相应的中子动力学—热工水力耦合模型,开发了用于固体、溶液、粉末、核燃料系统临界事故源项计算的程序GETAC-2.0.利用国际上公开的基准实验数据对程序进行了验证,程序对功率(裂变率)峰值的计算结果与基准实验数据的相对误差在12%以内,验证了GETAC-2.0程序的准确性.     

不锈钢陶瓷复合管材剪切过程数值模拟

快堆乏燃料组件进入快堆乏燃料后处理工艺流程的第一步便是剪切解体,因辐射的制约,通常使用不锈钢模拟元件包管和陶瓷模拟燃料芯棒进行实验。将不锈钢模拟元件包管和陶瓷模拟燃料芯棒并组成复合管材模型模拟单根快堆乏燃料组件,根据非线性有限元分析软件Abaqus中Johnson-Cook本构模型与Johnson-Holmquist ceramic(JH-2)本构模型构建不锈钢陶瓷复合管材的材料模型,模拟其剪切断裂过程,并研究不锈钢陶瓷复合管材在剪切过程中断裂损伤失效过程中受力变形情况,以及刀具进给速度、剪切间隙对剪切力的影响。结果表明最大剪切力随进给速度增大而增大,随剪切间隙增大呈现先增大后减小的趋势,能为组件剪切方案和剪切机设计提供参考。     

HTR-10平衡态运行方式研究

为了使１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）运行在安全、经济的状态下，研究了５次通过、８次通过和１０次通过三种运行方式下平衡态ＨＴＲ－１０堆芯的特性，利用高温气冷堆物理设计程序 ＶＳＯＰ对所选方案进行分析计算。结论表明：在最大燃耗不超过１０１ ＧＷｄ／ｔ的条件下，增大燃料球通过堆芯的次数并缩短每次通过堆芯所需的时间，将会使乏燃料平均燃耗提高，使ＨＴＲ－１０的燃料得到更有效的利用。