摘要：田湾核电站拟采用长周期换料策略,堆芯设计的改变需对设计基准事故进行重新分析。本文对反应堆入口主管道大破口失水事故进行了计算分析,在保守的初始输入及计算假设的基础上,通过对轴向功率分布及应急堆芯冷却系统的保守性分析,得出基于燃料包壳温度的最保守的计算工况,并进行了计算。计算结果表明,实施长周期策略后,大破口失水事故仍可满足验收准则的要求,堆芯设计具有足够的安全裕量。

摘要：田湾核电站1号机组第5次换料大修期间,根据燃料组件检查结果,开展了紧急换料设计。1号机组第6循环堆芯装载策略具有不同于正常换料的特点,例如燃料装载不对称、部分辐照过的燃料组件移动到对称象限、堆芯功率分布不对称等。另外,堆芯装载策略考虑了TVS-2M先导燃料组件的位置要求。经第6循环寿期初物理试验和堆内测量系统验证,堆芯装载方案设计结果满足各项测量准则要求,且堆芯运行参数符合设计预期。

摘要：田湾核电站一号机组于第5燃料循环装入6组TVS-2M先导燃料组件,并将经历从第5燃料循环到第8燃料循环4年的堆内运行。本文通过对先导燃料组件堆芯热工水力分析,堆芯运行实际试验测量以及组件变形检查,验证了热工水力设计程序计算模型的合理性以及计算结果与试验结果的符合性。结果表明,TVS-2M燃料组件与AFA燃料组件具有良好的相容性,从而证实了过渡循环条件下反应堆运行的安全性和可靠性。

摘要：控制棒价值测量是核电厂核设计验证的重要内容,传统上普遍需要在零功率物理试验中单独设置一段时间,通过硼测法、换棒法或动态刻棒方法实现控制棒价值测量,导致零功率物理试验时间较长,经济性较低。因此,本文提出了三维中子源增殖方法,基于提棒达临界过程中源量程探测器的实测数据以及Bamboo-C软件的三维堆芯数值模拟,实现次临界反应性的测量,进而获得控制棒价值。整个过程直接依赖于现有的提棒达临界规程,具有优异的工程应用能力,能够显著提高核电厂的经济性。采用田湾核电站M310机组某个循环提棒达临界过程的实测数据对本文提出的方法进行验证,验证结果表明,绝大部分的控制棒价值测量值均能够满足±10%的工程验证准则,验证效果较好,证明本文提出的方法具有工程应用的研究价值。

摘要：田湾核电厂1、2号机组计划自2014年开始向长周期燃料循环过渡,在AFA型燃料组件组成的堆芯中逐步装入TVS-2M新型燃料组件,经过3个燃料循环的过渡,堆芯将全部装载TVS-2M型燃料组件,以实现长周期燃料循环。燃料组件结构的改变使原堆芯热工水力分析不再适用。本文以长周期燃料循环过渡时期的5种典型堆芯组成情况为例,介绍了VVER机组稳态热工水力分析的程序和方法,对混合堆芯的稳态热工水力特性进行了重新分析。结果表明,混合堆芯稳态设计仍满足热工水力设计准则。

摘要：田湾VVER-1000反应堆控制棒的初始设计寿命为10年。通过开展必要的论证工作,将控制棒的使用寿命延长至15年,可以在很大程度上降低控制棒的采购成本和提高经济性。本文从中子物理学的角度对控制棒延寿至15年的可行性进行了分析评价。分别从控制棒的钛酸镝吸收体中子注量、碳化硼吸收体的10B燃耗份额、下部端塞快中子注量以及控制棒组的反应性价值变化这四个方面,进行了详细的计算分析。结果表明,田湾VVER-1000反应堆控制棒组件在反应堆上使用15年后,中子物理特性仍然满足其初始设计的相关技术要求。