高温气冷堆控制棒硼燃耗特性分析

控制棒价值及其燃耗规律是核反应堆物理设计关注的要点之一。球床式高温气冷堆控制棒位于侧反射层石墨孔道中,吸收体为圆环形的B₄C,其燃耗特性具有特殊性。采用MCNP耦合燃耗计算模块的方法,对控制棒吸收体进行精细划分,分析了各子区域硼的详细燃耗特性及控制棒价值的变化规律。计算结果表明,由于强烈的空间自屏效应,虽然吸收体外层硼燃耗很多,但吸收体内层硼燃耗很少,因此,反应堆运行寿期末控制棒价值减少很小。     

基于精细燃耗历史及精细燃耗链的球床高温气冷堆燃耗不确定性分析

球床高温气冷堆的燃料管理具有燃料球多次通过堆芯的特点,使得燃料元件经历的燃耗历史十分复杂。球床高温气冷堆堆芯物理设计程序VSOP可以提供燃料元件的精细燃耗历史,但仅包含少量燃耗链和核素种类。而清华大学自主开发的燃耗计算程序NUIT可实现精细燃耗计算,且包含完整燃耗链和核素信息,但不具备精细燃耗历史跟踪功能。本文基于NUIT,结合VSOP提供的球床高温气冷堆精细燃耗历史,开发了球床高温气冷堆堆芯的精细燃耗计算功能,搭建了带有精细燃耗历史模拟和精细燃耗链核素的燃耗分析流程,并实现燃耗不确定性分析功能。在此基础上研究了裂变产额不确定性对球床高温气冷堆燃耗计算不确定性的贡献,并与VSOP的计算结果进行对比。计算分析结果显示,基于NUIT的精细燃耗计算结果和VSOP的燃耗计算结果得到了相互验证,且可以得到更多的核素浓度信息,该计算结果是开展球床高温气冷堆衰变热不确定性研究的基础。     

球床高温气冷堆卸料燃耗阈值对平均卸料燃耗的影响

基于蒙特卡罗方法开发了球床高温气冷堆燃料球运行历史模拟程序,分析不同卸料燃耗阈值对平均卸料燃耗、卸料燃耗分布的影响,并分析了不同球流速度模型下的差别。结果表明,卸料燃耗阈值对于平均卸料燃耗、卸料燃耗分布很大程度上受到各流道燃料增量的特性的影响。     

球床式高温气冷堆MOX燃料循环优化

与压水堆相比,球床式高温气冷堆能在堆芯结构不做明显改变的情况下采用全堆芯装载混合氧化物（MOX）燃料元件。基于250 MW球床模块式高温气冷堆堆芯结构,设计了4种球床式高温气冷堆下MOX燃料循环方式,包括铀钚混合的燃料球和独立的钚球与铀球混合装载的等效方式,采用高温气冷堆设计程序VSOP进行分析,比较了初装堆的有效增殖因数、燃料元件在堆芯内滞留时间、卸料燃耗、温度系数等主要物理特性。结果表明：采用纯铀和纯钚两种分离燃料球且铀燃料球循环时间更长的方案,平均卸料燃耗较高,总体性能较其他循环方式优越。     

球床模块式高温气冷堆在线燃耗测量系统准直器性能的Monte-Carlo分析

针对球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)燃耗测量系统的设计特点,利用Monte-Carlo模拟方法,分析球形体源测量中不同形式的限制束流的准直器的性能及其对燃耗测量的影响.结果表明,对HTR-PM在线燃耗测量,选择双锥孔准直器更为适宜.     

高温气冷堆和轻水堆超铀元素管理特性研究

乏燃料中长寿命锕系元素对环境造成长期潜在危害,本文研究球床高温气冷堆不同燃料循环中超铀元素的产生和焚烧特性。在250 MW球床模块式高温气冷堆示范电站HTR-PM铀钚循环的乏燃料中提取铀和钚作为核燃料,设计了PuO₂和MOX燃料元件,将新设计的燃料元件重新装入与HTR-PM相同结构和尺寸的堆芯,分别形成纯钚燃料循环和MOX燃料循环。采用高温气冷堆物理设计程序VSOP,研究了高温气冷堆一次通过燃料循环和不同闭式燃料循环的超铀元素焚烧特性,并与轻水堆燃料循环结果进行比较和分析。结果表明：高温气冷堆一次通过燃料循环超铀元素生成率约为轻水堆的1/2;高温气冷堆闭式燃料循环能有效嬗变超铀元素。     

球床式高温气冷堆的余热不确定性分析

反应堆在停堆后相当长时间内仍具有较高的剩余发热是核电站的重要特性,也是核电站安全分析的关键。因此,对反应堆余热及其不确定性进行分析,对于合理设计余热排出系统、研究论证燃料元件在事故后的安全特性等均具有重要意义。本工作结合德国针对球床式高温气冷堆制定的余热计算标准,介绍了球床式高温气冷堆剩余发热及其不确定性的计算方法,并结合200 MWe球床模块式高温气冷堆示范工程（HTR-PM）的初步物理设计,对长期运行在满功率平衡堆芯状态下的反应堆停堆后的余热及其不确定性进行了计算分析,为进一步的事故分析提供依据。     

10MW高温气冷实验堆初装堆方案设计初步设计

设计了１０ＭＷ高温气冷实验初装堆的两个方案，采用高温气冷堆物理设计程序包ＶＳＯＰ其进行分析计算，结果表明；两方案均能实现比较平稳地向平衡态过渡。就过渡过程中的单球最大功率、最大燃耗等参数而言，方案２优于方案１。     

HTR-10燃耗测量系统误差分析与实验研究

燃耗测量系统是高温气冷堆的一重要子系统,测量结果的准确性直接影响反应堆的安全性和经济性。利用提升器的偏转实验验证了测量结果存在的系统误差,通过实验数据与理论计算结果的对比分析,确定了燃料球球心偏离准直器轴线的实际距离。     

高温气冷堆不确定性分析的新进展

球床高温气冷堆由于采用流动球床堆芯和燃料多次通过的运行方式,不能直接套用轻水堆中一般采用的“系统分解,逐级传递”的分析思路,其不确定性的传播和分析具有特殊性。清华大学核能与新能源技术研究院基于高温气冷堆的设计分析经验,开展了高温堆的不确定性研究,并取得了一些进展。目前高温气冷堆已建立起完整的不确定性分析计算框架。在此框架内,基于VSOP程序,开发能反映球床高温气冷堆实际运行特点的不确定性分析程序VSOP-UAM,实现了核数据不确定性隐式效应和显式效应的完整分析。然后使用SCALE/TSUNAMI-3D和VSOP-UAM程序,建立燃料球、堆芯单元、初装堆芯和平衡堆芯的分析模型,量化了核数据的不确定性对各种模型关键参数的影响。此外,还量化了球流混流效应、燃料富集度、燃料孔隙率这些球床堆芯参数的不确定性对堆芯有效增殖因数k_eff和功率分布的影响。从计算结果可看出,高温气冷堆的不确定性分析显示出了有别于传统轻水堆的结果。     

球床高温气冷堆吸收体价值计算的验证

VSOP程序广泛用于球床高温气冷堆的工程设计。对于被布置在堆芯侧反射层孔道中、用于反应性控制的吸收体,由于物理计算方法的限制,VSOP程序不具备计算其价值的功能,必须借助其他确定论程序进行外部耦合计算,涉及到几何的近似处理、截面的归并和转换,可能引入额外的误差。为此,本文采用蒙特卡罗程序建立了精细的堆芯模型,真实描述了堆芯活性区的球床结构、侧反射层的孔道结构、吸收体的形状和位置,在同样的堆芯状态下,比较了确定论耦合程序和MCNP程序计算得到的吸收体价值。结果表明：确定论耦合程序的计算结果是准确的,从设计角度上是偏保守的。     

高温气冷堆乏燃料后处理首端技术研究进展

高温气冷堆乏燃料采用后处理路线能充分利用核资源并减少需要最终地质处置的核废物量,有利于核能的可持续发展。传统的LWR乏燃料后处理首端过程不能用于处理高温气冷堆的乏燃料。高温气冷堆乏燃料元件及包覆层颗粒的破碎是首端处理技术的难点。破碎乏燃料元件及去除石墨的方法主要有机械碾碎法、燃烧法、脉冲电流法等;破碎及去除碳化硅的方法有传统机械碾碎法,以及正在发展中的熔融法、气流喷射粉碎法等,其中,气流喷射粉碎法具有较好的发展前景。目前,尚无一种理想的技术来解决高温气冷堆乏燃料后处理中的首端过程问题,需进一步开展高温气冷堆乏燃料后处理技术的研究。     

可组装模块在高温气冷堆全范围仿真机中的应用

鉴于目前反应堆全范围仿真机的开发周期长、升级困难、适用范围窄这一状况，借鉴Linux操作系统内核所采用的可安装模块，研究提出可动态组装模块方案，并将其应用到仿真机系统的设计上，成功地开发出构成模块可组装的高温气冷堆全范围仿真机系统。仿真结果表明：采用可组装模块方案设计高温气冷堆全范围仿真机系统是完全可行的。      

高温气冷堆主氦风机惰转特性研究

高温气冷堆主氦风机与压水堆主泵一样,均为反应堆一回路的关键设备.在反应堆正常工况下,两者具有相同的功能要求,但在事故工况时,因反应堆的运行特性不同,其功能要求各异.目前,对压水堆主泵的惰转特性已有大量的实验研究和实际运行结果,但有关主氦风机惰转特性的实验研究与理论研究还很缺乏.本文结合风机的气动特性与高温气冷堆一回路的阻力特性,从理论上研究高温气冷堆主氦风机的惰转特性,建立主氦风机惰转时的流量与转速的预测公式,并给出其数值预测结果,为高温气冷堆设计的初步安全分析提供依据.     

球床模块式高温气冷堆核电站的概率安全分析框架

通过对国际上相似堆型概率安全分析(PSA)框架的调研,结合球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)自身设计特点,提出以始发事件为起点,以事件序列为主干,以释放类为终点的HTR-PM的PSA一体化事件树框架.分析表明,HTR-PM在PSA框架上的特点主要由其设计特点决定.     

高温气冷堆备用停堆系统电磁铁驱动机构初步研究

介绍了高温气冷堆备用停堆系统及其可选的驱动机构,分析了电磁铁驱动机构的工作原理和设计要求,并通过经验公式方法和专业软件来计算电磁铁线圈参数,利用模型实验检验两种计算方法的可靠性.通过软件数值计算方法得出了满足电磁铁吸力要求的线圈安匝数,并获得了启动过程的吸力特性曲线.     

高温气冷堆控制棒涡流限速器研究综述

高温气冷堆控制棒传动机构整体设置于一回路氦气环境,安装空间狭小,事故落棒时,缺乏有效的行程阻尼,因此,在球床模块式高温堆控制棒传动机构的设计中常采用结构紧凑的涡流限速器来吸收事故落棒的动能,减轻事故落棒对控制棒驱动线的冲击.本文简要介绍近年来涡流限速器在高温气冷堆中的实际应用情况,重点探讨了涡流限速器设计中的数值计算方法和实验方法.     

高温气冷堆闭式布雷顿间接循环中氚的来源及其影响

氚是氢的放射性同位素,影响环境和人体健康.目前,全球自然界中的氚主要来自人类的核活动.因此,需研究核反应堆中氚的来源及其影响.在高温气冷堆中,氚是一回路放射性的主要来源之一.由于高温气冷堆堆芯温度较高,不能忽视一回路中氚向外界和二回路渗透造成的污染问题.文章阐述了氚的物理和化学特性,高温气冷堆闭式布雷顿间接循环中氚的生成来源和释放途径,分析了氚对设备材料力学性能的影响,介绍了氚向环境释放的限值、控制措施及防止氚渗透的方法.     

高温气冷堆中子时空动力学实时仿真计算

本文研究开发了三维圆柱几何堆芯多群中子时空动力学改进准静态方法模拟计算程序。对给定的模块式高温气冷堆模型进行了模拟计算。在初始状态下,该程序的计算结果与中子扩散程序CITATION的计算结果吻合很好。在动态情况下,模拟了堆芯反应性、堆内各能群中子平均注量率和堆芯相对功率等物理量随时间的变化。计算结果与理论分析一致,在一定精度下,可达到实时仿真计算的要求。