摘要：在大亚湾和岭澳核电站近几年换料设计的安全评价中,经常出现主蒸汽管断裂(SLB)事故堆芯后果超限的情况,导致该事故需要进行再分析评价。因此,SLB事故堆芯后果分析就成为大亚湾和岭澳换料设计中重要的安全分析工作。该分析基于法马通公司的堆芯设计方法,大亚湾核电运营管理有限责任公司技术部(DNMC)针对岭澳核电站1号机组第三循环所作的换料设计,进行了主蒸汽管断裂事故堆芯后果分析。分析结果表明,在发生主蒸汽管断裂事故条件下,DNMC设计的岭澳核电站1号机组第三循环的堆芯是安全的。

摘要：延伸运行(SO)是指当一回路的硼浓度接近0mg/L时,通过降温和降功率引入反应性,以保证反应堆加深燃耗继续保持功率运行,世界上许多核电厂采用SO。大亚湾核电站成功实施了我国的首次延伸运行。延伸运行作为一个特定的运行模式,需要进行相关的设计论证和安全分析。由于连续或阶跃式的降负荷和降温度,核测量系统和反应堆控制保护系统的参数需要进行特殊设置。按照发电计划的安排,大亚湾核电站的第一次延伸运行于2003年3月11日到3月20日实施,顺利实现了错开大亚湾核电站209大修和109大修的目的。

摘要：CPR1000压水堆核电站是中广核集团20多年来经过渐进式改进和自主创新形成的中国改进压水堆核电站。CPR1000的参考设计是岭澳II期核电站加改进设计。在未来的10～15年内,CPR1000将是中广核集团主要建设的核电站类型之一。CPR1000的初始堆芯设计采用什么样的装料方式和燃料循环方式是必须首先解决和确定的重要设计前提,这是整个核岛设计、安全分析核执照申请的核心和基础。基于大亚湾核电站和岭澳核电站多年的燃料管理经验和运行经验以及国外类似核电站运行和设计经验,并且综合考虑了初始堆芯的特点和难点,以及不同堆芯设计和燃料管理策略的特点,对CPR1000的初始堆芯进行了设计。通过初步研究,本文提出了CPR1000初始堆芯采用的燃料组件类型,分析CPR1000采用从首循环开始进行18个月换料过渡的堆芯设计技术方案,并对CPR1000首循环实施18换料进行了堆芯设计安全裕度初步分析与评估。

摘要：保证核安全是核电发展的基础,而核安全的本质是核燃料的安全性。经过半个多世纪的发展,核燃料的工业化发展及应用逐步成熟,安全性、技术水平与经济性得到不断提高。福岛核事故后,对核电站及核燃料的安全性、可靠性和抗事故能力提出了更高的要求。新一代高安全性、高可靠性核燃料的研发正在推进之中,其中包括ATF燃料。文章主要针对压水堆核电站介绍国内外核燃料技术发展的现状与最新发展趋势,包括燃料包壳、燃料芯体、燃料结构设计以及ATF燃料的发展。

摘要：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。

摘要：对大亚湾核电站18个月换料项目中的燃料管理工作进行了描述,从18个月换料燃料管理目标的提出,到最终方案的确定,详细介绍了所采用的方法及所进行的分析。

摘要：岭澳核电站与大亚湾核电站燃料的首循环相同,从第二循环开始,岭澳核电站的燃料管理模式怎样设计及怎样充分利用大亚湾核电站的成功经验是目前所面临的问题。在正常情况下,核电站第二循环在堆芯设计和运行方面本来就比较困难,能否将大亚湾核电站在第九循环实施18个月换料时更换新型AFA3G核燃料的经验提早在岭澳核电站第二循环实施,岭澳核电站第二循环是否更换燃料及更换什么样的燃料组件(带还是不带MSMG的AFA3G),这是必须解决的问题。如果在第二循环中使用与大亚湾核电站一样的AFA3G,则岭澳核电站第二循环造成混合堆芯,存在特殊安全分析和执照申请困难。此外,还介绍了如何系统、全面地考虑岭澳核电站燃料第二～第五循环的设计与优化问题。

摘要：在大亚湾核电站严重事故计算分析结果的基础上,对全厂断电诱发的典型的严重事故序列及缓解对策进行了分析。结果表明,全厂断电事故发生后,大约1～2h堆芯上部会裸露,压力容器在5～7h后失效。在约100h安全壳超压失效,而堆坑地基在事故后8.7d会被熔蚀5.5m。结果还表明,堆坑注水措施可以防止堆坑地基熔穿并且减少事故中由于堆芯熔融物与混凝土反应产生的氢气。

摘要：本文深入分析和研究了国内外压水堆燃料和材料技术,快堆及其他先进堆燃料技术以及核燃料循环相关材料技术发展的现状和趋势,提出了我国压水堆、快堆及其他先进堆核燃料与材料,以及核燃料循环材料发展的目标、发展路线图和重点任务。压水堆是我国21世纪相当长时间内核能发电及能源结构转型的主力堆型。作为压水堆发展重要支撑的核燃料及材料基本实现了国产化,但还没有实现品牌自主化。我国的快堆及快堆核燃料发展面临机遇和挑战;核燃料循环产业面临重大历史性发展机遇和巨大挑战。最后对我国的压水堆、快堆、其他先进堆型核燃料及材料,以及我国核燃料循环材料的发展提出了建议。

摘要：简要介绍了大亚湾核电站换料设计的基本原理和内容，以及两个机组第四循环换料设计的主要结果，并与测量值作了比较。计算结果表明，两个机组的换料设计都满足了安全性准则和经济性要求；测量结果表明，理论预测值与实测值符合良好。