慢化剂温度系数为正时硼浓度限值研究

负慢化剂温度系数是压水堆自稳自调特性的基础,也是压水堆设计和运行的安全要求。在一定的技术规范的框架内,启动阶段的低功率状态下,存在一定的正慢化剂温度系数对运行调控是不利的。因而必须根据零功率试验结果提出保证慢化剂温度系数为负的最高硼浓度限值,以临时运行指令的形式要求运行人员满足这一限值条件。本文通过对慢化剂温度系数与硼浓度关系的研究,提出慢硼系数这一概念,并研究了慢硼系数与功率、燃耗、硼浓度的关系,进而得到了慢硼系数修正公式。最后给出了保证慢化剂温度系数为负的最高硼浓度限值的计算公式及速算公式,并验证了速算公式的保守性和适用性。     

AP1000核电厂堆芯寿期延长研究

在AP1000核电厂寿期末,维持满功率运行所需的临界硼浓度已经达到约7×10-6。为实现寿期末核电厂满功率运行,必须采取堆芯寿期延长措施。在基准工况下通过控制汽轮机调节阀开度和降低反应堆冷却剂平均温度引入正反应性,可使核电厂满功率多运行17 d。此外,对慢化剂温度系数和高压给水加热器的关闭列数进行敏感性分析,结果表明,慢化剂温度系数越负,反应堆平均温度降温速率越小,堆芯预期寿期越长。在2种敏感性工况下核电厂寿期末分别可满功率多运行约12 d和54 d。     

MSHIM运行模式在M310机组的初步应用研究

以大亚湾核电站1号机组为研究对象,尝试将机械补偿控制策略(MSHIM)运行模式应用于M310核电厂。分析表明,M310核电厂具有基负荷的MSHIM运行能力,具备一定的不调硼负荷跟踪能力,但G1、G2、G3棒组和R棒组存在控制能力不足的问题。在现有控制棒数量及布置前提下,通过重新分组并定义控制棒组,有可能在M310机组上实现MSHIM运行与控制策略。     

CAP1400示范电厂气载放射性流出物模拟计算

CAP1400为我国自行研发的装机容量为140万kW的先进非能动三代核电机组。本文以高斯烟羽模型为基础,介绍了我国自行设计的CAP1400核电站正常运行工况下气载排出物的弥散模式。针对实际情况,计算中对模型进行了相关修正,如有效源高、干湿沉积、放射性衰减等,结合示范电厂石岛湾厂址的气象数据,采用C-AIRDOS程序对气载放射性核素的大气弥散因子、年均浓度分布和部分核素的地面沉积浓度进行了模拟计算。为了解CAP1400示范核电厂运行后对周边地区的辐射环境影响提供了参考信息。     

CAP1400核电厂设计分析器系统调试研究

本文系统研究了CAP1400设计分析器系统调试的难点及解决方案。根据分析器平台要求对各系统单机版程序及模型数据进行了适应性改善,成功地将CAP1400核电厂RELAP5工艺模型、SCADE电厂控制模型及人机显示画面等模型集成到了设计分析器平台,并分别进行了单系统调试及系统联合调试。在此基础上演示了线性升降负荷运行瞬态的调试成果。本文研究的主要工程价值在于为CAP1400核电厂控制系统验证、整定值分析等设计验证工作提供了一个综合性的仿真平台,并为相应的设计验证工作提供了很好的反馈。     

AP1000堆芯仿真计算建模与精度分析

针对核电厂AP1000堆芯描述,建立由组件计算、截面拟合处理计算模型,并得到组件少群常数;采用两群三维,实时中子动力学仿真模型,选取11组衰变功率计算堆芯衰变功率的三维变化,同时为了准确计算反应堆的"中毒"变化,三维空间上考虑氙、钐以及先驱核碘、钜元素浓度的影响特性,建立针对AP1000堆芯实时仿真计算模型,并准确计算反应堆的"中毒"和氙振荡现象,为验证模型建立的正确性与堆芯实时仿真程序SimCore的精准性,对堆芯临界硼浓度、堆芯温度、控制棒价值进行计算,同时选取汽机停机不停堆、反应堆满功率跳堆运行,反应堆正常停堆运行及控制棒落棒、弹棒事故响应等不同测试工况,对结果进行验证及分析。结果表明:建立的三维堆芯实时仿真程序模具有较好的精准性,可以用于全范围模拟机堆芯计算,并广泛应用于核电厂堆芯物理仿真。     

CNP650压水堆不调硼负荷跟踪可行性研究

海南昌江核电厂等CNP650压水堆采用Mode-A控制模式,该模式采用黑体控制棒,有很好的基负荷运行能力,但负荷跟踪能力相对较差。而对一些具有小电网的国家或地区,负荷跟踪运行能力具有一定的市场需求。不调硼负荷跟踪通过棒控系统自动完成,大大减轻了操纵员负担;负荷跟踪过程基本不需要频繁地调硼操作,允许简化化学和容积控制系统设计,减少了废液处理成本。为此,在CNP650压水堆上进行了不调硼负荷跟踪研究。负荷跟踪过程主要有两个控制任务:一是反应性补偿;二是功率分布控制。根据不调硼负荷跟踪的控制任务,重新进行了控制棒的设计、分组和布置,设置两套独立控制的控制棒组(功率补偿棒组和轴向偏移控制棒组),分别用于堆芯反应性控制和轴向功率分布控制,以实现不调硼负荷跟踪。使用SCIENCE程序包进行典型的12h~3h~6h~3h、100%—50%—100%功率水平的日负荷循环计算来进行不调硼负荷跟踪分析。计算步骤为:进行三维堆芯模型计算;根据三维堆芯模型建立一维堆芯模型;在一维模型基础上,进行模拟计算。完成了海南昌江核电厂平衡循环寿期末典型的日负荷循环不调硼运行分析,模拟计算结果表明在CNP650压水堆上不调硼负荷跟踪运行模式是可行的。     

非能动核电厂支持事件树分析的ATWS慢化剂反馈分析

在非能动核电厂的ATWS事故中,可能由于反应堆冷却剂系统超压而导致系统损坏。本文使用系统分析程序对AP1000核电厂各种系统工况下的慢化剂温度系数进行研究分析,确定了事故过程中反应堆冷却剂系统(RCS)不超压的极限慢化剂温度系数。该分析结果为概率安全分析中的ATWS事件树分析提供了必要的支持。     

三维带控制棒反应性温度系数的计算分析

介绍了三维带控制棒计算反应性温度系数的计算方法，对于２００ＭＷ供热堆，在不同棒位下作了三维反应性温度系数的计算，结果表明，慢化剂温度系数的大小和控制棒插入的深度有一定关系。以运行工况临界棒位下的慢化剂温度系数为参考，对二维计算结果作了分析，结果表明第二维无控制棒计算是保守的近似。     

自主化堆芯三维核设计软件COCO研发

中国广东核电集团正在开发的三维堆芯核设计软件COCO将具备堆内功率分布计算、精细功率分布计算、临界硼浓度搜索、控制棒临界搜索、核子密度计算等基本功能。COCO采用格林函数节块方法作为求解器计算堆芯的功率分布,采用单通道模型和棒传热模型来计算慢化剂的密度和燃料温度。COCO已实现从寿期初到寿期末的燃耗计算能力。通过与参考程序的数值比较发现,COCO采用的理论模型和耦合流程正确,计算精度可满足工程设计的需要。     

控制棒组件置换策略优化研究

目前国内在运核电厂控制棒组件并未考虑置换策略，控制棒组件在堆内位置固定，由于控制棒组件功能不同导致承受辐照不均匀，控制棒吸收体材料在辐照下发生肿胀及蠕变，影响电厂安全运行。使用控制棒组件工程分析评价程序CRABE V3.3对CPR1000核电机组控制棒组件设计寿命进行评价，通过对比分析控制棒组件置换策略对寿命的影响发现，若采用置换策略，功率调节棒组件设计寿命可显著提高至目前寿命的2倍以上，温度调节棒组件设计寿命也有明显提高。因此，在充分考虑电厂大修的实际情况下，通过优化控制棒组件在机组内置换策略，增加控制棒组件使用年限，从而提高机组安全性及经济性。      

CAP1400数值反应堆系统关键技术研究及示范应用

本文系统介绍了“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”国家科技重大专项课题“CAP1400数值反应堆关键技术研究”的主要研究成果。课题首先分别开发了基于确定论方法和蒙特卡罗方法的高保真堆芯物理计算程序,然后开发了pin by pin先进子通道分析程序和基于精细网格的燃料棒性能分析程序,以此为基础建立了物理 热工 燃料性能多物理耦合的CAP1400数值反应堆系统。利用国际基准题VERA、AP1000启动物理实验参数对数值反应堆系统进行了验证和确认,并进一步实现了CAP1400大型先进压水堆的启动物理参数、循环模拟分析和部分功率能力分析的示范应用。数值结果表明,所开发的数值反应堆关键分析软件具有很高的计算精度,可直接服务于CAP1400的设计验证、物理启动和运行支持。     

CNP600堆芯调峰运行时轴向功率偏差影响因素及控制策略研究

随着我国能源的发展,核电将面临着越来越多的调峰运行压力,如采用CNP600堆型的海南昌江核电站,轴向功率偏差ΔI是调峰运行中堆芯功率控制的难点之一。针对CNP600堆芯,分析了慢化剂温度、控制棒棒位、可溶硼浓度等参数对ΔI的影响规律。以此为基础,采用程序模拟了CNP600 3种可能的调峰运行方案,提出了ΔI的控制策略,给出了功率变化过程中ΔI的具体控制方案。研究结果可为CNP600堆芯调峰运行时的堆芯ΔI的控制提供技术支持。     

Advanced operational strategy for the IRIS reactor: Load follow through mechanical shim (MSHIM)

The renaissance of nuclear power brings more attention to advanced reactor designs and their improved performance and flexibility, including their enhanced load follow capability. Reactor control strategy used to perform transients including power changes has impact on the overall control system design. In particular, as the power change is performed within a load follow maneuver, several modifications occur in the core from a neutronic view point: the fuel and moderator temperature change, the xenon concentration and distribution are modified, the power distribution skewed axially, etc. These changes need to be adequately counterbalanced to keep both the core critical and the power distribution acceptable. The traditional approach in PWRs is to compensate for the reactivity change due to the power variation by adjusting the soluble boron concentration and moving a limited number of control rod banks. However, advanced reactors may adopt a different strategy for a variety of reasons. For example, water-cooled reactors that do not use soluble boron in coolant obviously cannot use its adjustment for this purpose. Moreover, Integral Primary System Reactors (IPSRs) using soluble boron, due to their integral design, have a large inventory of primary coolant. Therefore dilution/boration strategy, while in principle an option, becomes expensive for short time changes and leads to large volume of liquid effluent, in particular toward the end of cycle. Therefore, a capability to perform load follow without changing soluble boron concentration is very desirable for a range of reactor designs.International Reactor Innovative and Secure (IRIS) is an advanced medium-size IPSR that has been selected as the reference reactor for the purpose of this study. A capability to perform load follow maneuvers without changing soluble boron concentration has been examined and demonstrated through implementation of the Westinghouse Mechanical Shim (MSHIM) control strategy. A control bank design suited for MSHIM operation has been devised. Nine load follow scenarios covering a wide range of possible operating requirements, including Westinghouse design basis plus others proposed by EPRI for Advanced LWRs, have been successfully performed through the control rod banks movement only, without soluble boron adjustment, and maintaining power peaking factors within the acceptable range. Thus, IRIS provides improved operation by enabling load follow through MSHIM.     

核电站含硼废液中硼浓度测量方法对比研究

硼作为重要的中子吸收剂大量存在于核电站一回路中，因此在对核电站放射性废液的分析以及模拟研究中经常需要对不同硼浓度样品进行浓度测量。本文对比了4种常用的硼检测方法，分析了各自的优缺点。最终结果显示，国家标准姜黄素法仅适宜检测低浓度硼（＜1.2 mg/L）；甘露醇滴定法仅对高浓度硼（＞1 g/L）的测量有效；甲亚胺-H酸比色法适用硼浓度范围广，精确度高，但操作复杂，样品准备过程中需避光保存；利用电感耦合等离子体发射光谱仪（ICP-OES）测量溶液硼浓度操作简单快捷，适用硼浓度范围大，准确度和精密度能满足检测分析要求。      

Performance evaluation of an advanced integral reactor against an anticipated transient without scram

Performance evaluation of KAERI’s advanced integral reactor against an anticipated transient without scram has been carried out with the transients and setpoint simulation/small and medium reactor code, by considering a decrease in the heat removal by the secondary system, a loss of offsite power and an inadvertent control rod withdrawal event as an initiating event. In a decrease in the heat transfer by the secondary system and a loss of offsite power, the reactor coolant system pressures can be maintained below 110% of the design pressure during the transition period due to the effect of the large negative moderator temperature coefficient. On the other hand, in an inadvertent control rod withdrawal event, the pressure of the reactor coolant system increases up to the ASME service level C stress limit due to a high reactivity insertion into a reactor core by the adoption of a boron free core concept. Therefore, a hardware installation against an anticipated transient without scram is essential to mitigate the consequences resulting from an inadvertent control rod withdrawal event. A diverse protection system, which is an independent and diverse reactor shutdown system that is initiated by the signals of a high core power or a high pressurizer pressure, is adopted in the advanced integral reactor. According to the reassessment results by considering the diverse protection system for a reactor shutdown, the diverse protection system is helpful in mitigating the consequences of an anticipated transient without scram.     

“华龙一号”核电厂控制棒棒位处理设备架构设计

针对目前国内外棒位处理设备存在的相关问题，结合核电站现场运行维护经验反馈，通过对棒位处理方法的设计与研究，研制出“华龙一号”核电厂控制棒棒位处理设备。该处理设备的特点主要体现在:棒位处理数字化平台采用先进的可编程逻辑控制系统，使得逻辑处理功能得以全面实现；棒位处理方法采用信号分时选通加冗余采集技术，使得棒位信号的采集更加高效稳定。棒位失步判断方法采用动态与静态相结合的故障处理技术，使得棒位信号的处理功能更加完善。      

核电厂严重事故工况下氢气浓度监测装置研制

研究解决了电化学测氢气浓度传感器中电极涂覆、结构设计等关键技术问题，设计制造了严重事故工况下氢气浓度在线监测装置样机，开展了不同压力、温度、氢气浓度条件下测试试验，正常工况下的性能测试试验和环境适应性试验。结果表明研制的氢气浓度监测装置具有选择性强、能实现在线监测、响应时间快、测量范围宽、测量精度高等特点，可用于我国的“华龙一号”（HPR1000）和大型先进压水堆（CAP1400）核电厂严重事故工况下氢气浓度在线监测。      

基于NSGA-Ⅲ算法的泳池式低温供热堆最优临界棒位搜索方法

本文建立了泳池式低温供热堆堆芯最优临界棒位搜索方法模型,设计并编程实现了基于快速非支配排序的遗传算法。该算法以控制棒组棒位为输入,以临界偏离度、核热点因子、核焓升因子为目标函数,搜索出满足热工水力和安全限值的优化解集,为解决无硼控堆芯最优临界棒位搜索提供了新的途径。