长寿期压水堆板状燃料组件可燃毒物选型研究

可燃毒物在长寿期压水堆中起着至关重要的作用,板状燃料组件在长寿期压水堆中具有较好的应用前景。本文开展长寿期压水堆板状燃料组件可燃毒物选型及中子学特性研究,对含不同可燃毒物的板状燃料组件进行输运-燃耗计算,筛选出中子学性能较好的可燃毒物。结果表明,采用富集同位素157Gd、167Er和B4C作为可燃毒物时,几乎无反应性惩罚;当采用PACS-J和231Pa作为可燃毒物时,因其自身特性,在寿期末不仅未造成反应性惩罚,且延长了组件寿期,提高了燃料利用率;PACS-J与慢燃耗可燃毒物组合,可获得更优的反应性曲线。由本文结果可知,板状燃料组件可以选用富集同位素157Gd、富集同位素167Er、B4C、231Pa和PACS-J作为可燃毒物,可燃毒物组合可以选用PACS-Er和PACS-Pa两种组合方案。     

可燃毒物提高小型压水堆堆芯寿期研究

针对长寿期堆芯的应用需求,开展了提高小型压水堆堆芯寿期研究。以棒状燃料为对象,对不同栅格尺寸和不同可燃毒物的选取进行计算,得出小型压水堆堆芯寿期相关影响因素。通过对不同尺寸的燃料栅格进行输运-燃耗计算,得到燃耗最佳栅格尺寸。以燃耗最佳栅格尺寸建立组件,并选择转换性能好的锕系核素~(240)PuO_2作为可燃毒物,利用~(240)Pu吸收中子转换成易裂变核素~(241)Pu的特性,对堆芯实现反应性控制和寿期延长。本研究通过对燃料栅格尺寸和可燃毒物的合理选择,提高了燃料利用率,达到延长堆芯寿期的目的。     

PWR堆芯中弥散型可燃毒物的燃耗特性研究

在压水反应堆(PWR)堆芯核设计中,通常采用可燃毒物来补偿反应性和展平功率分布。对于长寿期堆芯设计,可燃毒物的消耗和燃料燃耗的匹配研究更为重要。利用基于蒙特卡罗方法开发的堆芯燃耗计算程序(MOI)对天然元素、人工核素、可溶硼等多种弥散型可燃毒物进行燃耗特性分析。结果表明锕系可燃核素231Pa、240Pu等弥散型可燃毒物可用于长寿期PWR的设计。     

可燃毒物提高小型压水堆堆芯寿期研究

针对长寿期堆芯的应用需求,开展了提高小型压水堆堆芯寿期研究。以棒状燃料为对象,对不同栅格尺寸和不同可燃毒物的选取进行计算,得出小型压水堆堆芯寿期相关影响因素。通过对不同尺寸的燃料栅格进行输运 燃耗计算,得到燃耗最佳栅格尺寸。以燃耗最佳栅格尺寸建立组件,并选择转换性能好的锕系核素²⁴⁰PuO₂作为可燃毒物,利用²⁴⁰Pu吸收中子转换成易裂变核素²⁴¹Pu的特性,对堆芯实现反应性控制和寿期延长。本研究通过对燃料栅格尺寸和可燃毒物的合理选择,提高了燃料利用率,达到延长堆芯寿期的目的。     

基于长寿期压水堆的新型可燃毒物材料组合研究

长寿期压水堆采用单一可燃毒物组件的设计不是最优选择。为满足长寿期压水堆中可燃毒物对反应性控制的综合需求,本文针对具有较好中子学性能的新型可燃毒物²³¹Pa₂O₃、PACS-J、PACS-L、¹⁶⁷Er₂O₃和¹⁵⁷Gd₂O₃进行组合研究。结果表明,采用“快燃耗”与“慢燃耗”可燃毒物进行组合的组件可以达到更优的结果。其中对于“低富集度”下的燃料组件,可以选用²³¹Pa₂O₃与PACS-J、PACS-L与¹⁶⁷Er₂O₃的组合方案;对于“高富集度”下的燃料组件,可以选用²³¹Pa₂O₃与PACS-J、¹⁵⁷Gd₂O₃和^167<...     

基于燃耗信任制的核电厂乏燃料贮存水池临界计算

为研究初始富集度为4.95%的新型燃料组件卸料后高密度贮存的可行性,以岭澳核电站3、4号机组乏燃料贮存水池为例,利用SCALE5.1程序系统中基于燃耗信任制的STARBUCS临界计算程序,分析了该新型燃料组件在不同燃耗情况下,锕系核素和裂变产物的产额变化及其对反应性的影响;基于锕系加裂变产物信任水平,计算了燃料组件在不同燃耗深度和不同贮存年限情况下的乏燃料贮存水池临界安全性;给出了乏燃料贮存水池Ⅱ区的参考装载曲线。计算表明:该新型燃料组件在燃耗达到45 GWd.t-1(U)后可以高密度贮存在乏燃料贮存水池Ⅱ区。     

高性能包壳管材料的开发

1 前言 到2030年，轻水堆将迎来对现有核电站进行更新换代的时期。提高安全性、经济性和减少废物，以及提高Pu的有效利用对先进的下一代轻水堆开发的需求日益高涨。由于核不扩散方面的制约，现有轻水堆UO2燃料的235^U富集度被限定在5％以内，这对于大幅提高燃耗深度及实现高转换比有很大的制约。MOX燃料使用30％Pu（Pu f20％）级的高富集度的Pu燃料，与现有液态金属快堆（LMFBR）基本相同，能为许多革新型水冷堆所选择。     

双富集度18个月换料燃料管理可行性研究

针对核电厂18个月换料模式下组件批卸料燃耗不高、燃料利用率不高等问题,采用富集度分别为4.45%和4.95%的2种燃料组件进行燃料管理方案设计,给出了双富集度18个月换料的主要计算结果。结果表明,通过对燃料组件和可燃毒物进行合理化布置,双富集度18个月换料方案可以满足18个月换料周期运行的设计准则要求。在相同的循环长度下,堆芯平均卸料燃耗更高,组件使用费用更少,经济性更好。     

先进聚合物可燃毒物燃耗特性分析

针对当前新提出的先进聚合物材料(PACS),分析聚合物可燃毒物的材料特性与慢化特性,基于秦山核电厂与Crystal River Three两类堆型燃料组件,对比分析采用不同类型可燃毒物材料时组件的燃耗特性。结果表明:聚合物材料的慢化特性随含氢量呈线性变化关系,调节聚合物分子组成可以改变毒物的燃耗特性。相对传统的可燃毒物材料,先进聚合物可燃毒物体现了良好的毒物特性,全寿期具有更低的局部功率峰,在燃耗初期PACS聚合物可燃毒物有较低的初始k_(inf)值,而在燃耗后期释放高于1%的k_(inf)值,可燃吸收体核素B-10消耗更加充分,且具有较大的热通量,可提高热中子利用率,并促进裂变核素Pu的消耗。     

长寿期压水堆颗粒弥散可燃毒物中子学设计与分析

为实现长寿期压水堆的低硼运行,对颗粒弥散可燃毒物进行了中子学设计与分析,颗粒弥散可燃毒物的自屏效应可通过颗粒半径进行调节,能实现可燃毒物消耗和燃料燃耗的较优匹配。本文选取目前压水堆常用的快燃耗可燃毒物B、Gd为对象,研究了颗粒弥散可燃毒物不同颗粒半径和填充份额对组件中子学特性的影响。结果表明,颗粒弥散可燃毒物能实现长期稳定的反应性控制,其中BISO含硼弥散颗粒符合长寿期压水堆低硼运行的要求,适合作为长寿期压水堆的候选可燃毒物进行下一步研究。     

Optimization of PWR fuel assembly radial enrichment and burnable poison location based on adaptive simulated annealing

The focus of this paper is to present a concurrent optimization scheme for the radial pin enrichment and burnable poison location in PWR fuel assemblies. The methodology is based on the Adaptive Simulated Annealing (ASA) technique, coupled with a neutron lattice physics code to update the cost function values. In this work, the variations in the pin U-235 enrichment are variables to be optimized radially, i.e., pin by pin. We consider the optimization of two categories of fuel assemblies, with and without Gadolinium burnable poison pins. When burnable poisons are present, both the radial distribution of enrichment and the poison locations are variables in the optimization process. Results for 15 × 15 PWR fuel assembly designs are provided.     

百万千瓦级压水堆核电站长燃耗堆芯钆可燃毒物优化研究

对百万千瓦级参考核电站长燃耗堆芯（１８个月换料）采用的可燃毒物（钆）含量与堆芯燃料管理主要结果进行了分析研究。该研究采用先进的燃料管理程序系统,对不同可燃毒物含量和不同可燃毒物棒根数的燃料组件进行了计算,给出了组件无限增殖因子（ｋｉｎｆ）随燃耗的变化关系,据此对参考堆芯采用相同的装载进行了４种方案燃料管理计算。计算结果表明,对于堆芯燃料管理,采用低可燃毒物含量、含可燃毒物棒数多的装载方案明显优于高可燃毒物含量、含可燃毒物棒少的堆芯装载方案。     

长寿期板状压水堆组件可燃毒物装载形式选型研究

板状压水堆在长寿期反应堆中具有较好的应用前景。针对长寿期板状压水堆的需要,对中子学性能较好的4种可燃毒物:157Gd₂O₃、167Er₂O₃、231Pa₂O₃和PACS-J开展可燃毒物装载形式选型研究,筛选出中子学性能较优的装载形式。研究结论为:针对不同可燃毒物采用不同装载形式,可以更好地满足长寿期板状压水堆的综合要求;对于中子学性能较优的可燃毒物,157Gd₂O₃和167Er₂O₃可采用可燃毒物与燃料均匀混合的装载形式;231Pa₂O₃可采用包壳中掺杂可燃毒物的装载形式;PACS-J可采用可燃毒物以颗粒形式与燃料混合的装载形式。      

FCM燃料压水堆弥散可燃毒物中子学分析

为将全陶瓷微胶囊封装（FCM）燃料应用于小型压水堆，对FCM燃料组件开展了可燃毒物中子学设计与分析。通过寿期初引入负反应性、寿期内消耗速率和寿期末残留3个方面，对弥散在SiC基体中的弥散型可燃毒物Gd₂O₃、Er₂O₃、Sm₂O₃、Eu₂O₃、Dy₂O₃及HfO₂进行评价。FCM燃料中TRISO颗粒核芯直径达800 μm，燃料颗粒自屏效应强烈，在RMC程序中引入随机介质计算功能，对FCM燃料进行随机几何建模，保证了反应性计算精度。分析表明：Er₂O₃可作为FCM燃料堆芯的候选可燃毒物，Gd₂O₃和Eu₂O₃需结合堆芯开展进一步研究，Sm₂O₃、Dy₂O₃及HfO₂的反应性惩罚过大，不适合作为FCM燃料可燃毒物。     

Nuclear Analysis of PIE Data of Irradiated BWR 8×8-2 and 8×8-4 UO2 Fuel Assemblies

The measured pellet average inventories of actinides and fission product nuclides on the fifteen samples taken from a three-cycle irradiation BWR 8×8-2 UO₂ assembly were compared with those of assembly burnup calculations using a collision probability method (SRAC) with the JENDL-3.2 nuclear data library. The present calculations overestimate the inventories of ²³⁵U, well reproduce those of ²³⁹Pu and ²⁴⁰Pu, yet underestimate those of ²³⁶U, ²³⁷Nd, ²³⁸Pu, ²⁴¹Pu, and ²⁴²Pu. The inventories of minor actinides are underestimated by the present analysis except for ²⁴¹Am. The major FP nuclides contributing to neutron absorption such as Nd, Cs, Eu, and Sm are almost well reproduced by the present calculations. The measured pellet average burnups and major actinide inventories on the twenty samples taken from four BWR 8×8-4 UO₂ assemblies were also compared with those of the burnup calculations using SRAC and a continuous energy Monte Carlo burnup analysis code (MVP-BURN). Most of the calculated pellet average burnups of both codes agree with the measurements within the range of ±10%. The general trends of the measured pellet radial distributions of actinide and FP nuclides on six samples of the 8×8-4 UO₂ assemblies were well reproduced by the burnup calculations of MVP-BURN.     

使用均匀混合型燃料组件的压水堆钍-铀增殖循环研究

为提升压水堆燃料利用率,设计了一种包含适量²³²Th和²³³U的均匀混合型燃料组件。对该型燃料组件的核特性分析表明,其具备随燃耗增加k_inf下降更缓慢的特性,有利于堆芯获得更长的循环长度。以岭澳核电厂一号机组为例,对包含均匀混合型含钍燃料组件的堆芯进行了分析,结果表明,当前压水堆中采用均匀混合型含钍燃料组件是可行的,并且具备²³⁵U利用率高、堆芯循环长度长的优势。