模块化铅基快堆铀锆合金燃料堆芯概念设计优化

为深入研究第四代核能系统堆型之一铅基快堆的物理性能，进一步提高模块化铅基快堆的安全性和经济性，对铀锆合金燃料装载的不同功率水平的模块化铅基快堆堆芯特性进行研究，发现当堆芯功率提升至一定水平时，堆芯的增殖优势在规定寿期内不能得到充分释放。基于此现象，对模块化铅基快堆铀锆合金燃料堆芯的概念设计进行优化，基于堆芯功率水平和寿期，选择合适的栅距棒径比和燃料芯体有效密度，通过调整单位体积内的铀装量和²³⁵U装量调整堆芯的增殖性能，最终使堆芯反应性变化与堆芯功率、寿期基本匹配，寿期内堆芯反应性几乎不发生变化。优化后降低了堆芯反应性控制难度，充分利用了堆芯的增殖性能，同时合理的栅距棒径比为堆芯热工分析提供了安全和设计裕量，有效提高了堆芯的经济性和安全性。     

铅基全陶瓷微封装弥散燃料堆芯概念设计初步研究

为了充分利用全陶瓷微封装弥散燃料(FCM)的耐事故特性,进一步提高铅基反应堆的安全性,将FCM应用于铅基冷却剂反应堆中,给出了铅基FCM堆芯的初步概念设计,并与传统铅基UO₂燃料堆芯在燃料装量、燃料利用率、能谱及反应性等方面进行了对比分析。对比结果表明,FCM对堆芯能谱有少量的慢化效果,同时需采用高富集度UO₂燃料核芯以保证堆芯235U装量满足能量输出需求,采用FCM堆芯235U装量较UO₂堆芯有相应降低,燃料利用率进一步提高。最后对铅基FCM堆芯布置进行功率展平优化,通过径向FCM相体积分区对堆芯功率进行了展平。计算结果显示,堆芯功率峰因子(F_Q)由2.43降低至1.93,堆芯核焓升因子(FD_H)由1.79降低至1.33。     

铅冷行波堆反应性变化规律及其影响因素研究

铅冷行波堆具有安全性好、倒换料周期长、铀资源利用率高等突出优势,是先进核能系统的重点发展方向之一,实现反应性微小变化是铅冷行波堆堆芯方案设计的关键技术问题。本文以热功率700 MW、采用金属燃料的铅冷行波堆物理方案为研究对象,重点研究了堆芯点火区及增殖区设计参数变化对有效增殖因子（k_eff）的影响,分析了全寿期堆芯反应性的变化趋势。数值结果表明:点火区设计参数显著影响堆芯初始k_eff,点火区的易裂变核素装量越大,初始k_eff越大,通过调整点火区在堆芯轴向位置及其燃料富集度可有效降低反应性变化幅度;堆芯装载的可转换核素与易裂变核素之比越高,增殖产生的239Pu越多,整体增殖性能越好;增殖区越长,平衡态持续时间越长,堆芯寿期越长。本文研究结论可为铅冷行波堆堆芯物理方案设计及关键参数选择提供重要理论依据。      

含钆堆芯平衡循环优化技术研究

通过对平衡循环燃料管理技术进行分析,确定对钆棒采用两端装UO₂芯块的轴向分区设计并提高UO₂-Gd₂O₃芯块中235U富集度的优化方法。根据钆棒两端不同长度UO₂芯块对堆芯轴向功率分布的影响初步确定了钆棒两端UO₂芯块的长度,根据UO₂-Gd₂O₃芯块中235U富集度对燃料经济性和制造的影响初步确定了UO₂-Gd₂O₃芯块中的235U富集度。分析了钆棒轴向分区和提高UO₂-Gd₂O₃芯块中235U富集度各自及综合相对于比较基准方案对堆芯功率分布的影响,优化方案相对于比较基准方案在Ⅰ和Ⅱ类反应性事故工况下对安全性的影响,并对优化方案中的UO₂-Gd₂O₃芯块进行了安全验证。研究结果表明,通过在钆棒两端特定区域装载全富集的UO₂芯块,能改善堆芯的轴向功率分布,降低UO₂-Gd₂O₃芯块在Ⅱ类反应性事故工况下的最大线功率密度;优化方案UO₂-Gd₂O₃芯块未超熔化限值且能提高含钆堆芯安全裕量约5.6%;优化技术能为每个含钆堆芯每循环节省燃料费约2300万元。因此,本研究提出的钆棒优化方法能用于大量运行机组的燃料管理改进。      

小型模块化增殖焚烧快堆MA嬗变性能分析

次锕系核素(Minor Actinides,MA)作为长寿命高放射性核废料,在乏燃料放射性中占据主导位置。乏燃料最小化是保证核能可持续发展的重要环节,而嬗变是安全处置乏燃料的有效途径。小型模块化增殖焚烧(Breed and Burn,BB)快堆的中子经济性较好,燃烧寿期长,装料方式灵活多样,可用于增殖产生易裂变核燃料、嬗变长寿命核废料,从而解决核电发展中前端核燃料供给和后端乏燃料处理问题。本文分析对比了U3-MA和U5-MA燃料装载模式的临界、燃耗和安全性能,并系统研究了两种装料模式在BB快堆上嬗变MA的性能。结果表明:两种装料方式均能达到较好的嬗变性能,且MA的添加还能使反应堆寿期更长,堆芯中子经济性更高;此外,从安全性能上来看,添加MA对钍铀燃料循环的缓发中子份额影响较弱,但是对其燃料多普勒系数影响较强,这为后续钍铀、铀钚燃料循环选取合理的MA装载份额提供了参考依据。     

热管反应堆燃料经济性影响因素初步探索

热管反应堆通过高温热管从堆芯直接导出热量,系统设计本身就极为简化,较为适宜作为小型核电源的技术选型。燃料经济性是反应堆技术路线选型的重要依据,为详细研究热管反应堆设计对其燃料循环经济性影响,本文初步建立热管反应堆燃料经济性影响因素分析模型,以eVinci反应堆为例,开展了燃料循环经济性影响因素探索研究,获得了总体方案功率规模、堆芯运行温度等因素对热管堆燃料经济性的影响变化趋势。结果表明受燃料价格、铀装量、富集度等综合影响,热管反应堆燃料经济性相对较好的优选热功率规模区间在约1~5 MW。提高堆芯运行温度可使燃料经济性大幅提升,经济性最佳功率区间向高功率规模扩展。      

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。     

回收铀燃料元件UO2芯块辐照后显微组织研究

为评价回收铀燃料元件中UO₂芯块的辐照稳定性,采用热室金相显微镜对辐照后高放射性UO₂芯块沿轴向及径向的辐照肿胀、裂纹分布、晶粒尺寸及分布和晶粒长大行为进行了观察和分析。结果表明:燃料元件芯块中均存在大量的裂纹,回收铀燃料元件UO₂芯块裂纹呈明显的环形分布特征,天然铀燃料元件UO₂芯块呈放射性发散分布特征。两者的燃料芯体晶粒呈等轴状,均出现从边缘区域向芯块中心区域晶粒逐渐长大现象,辐照后晶界变粗化。两者晶粒尺寸、形貌及分布特征并无明显差别。此外,在相同的堆内运行工况条件下,回收铀燃料元件UO₂芯块辐照肿胀不明显,芯块破碎程度及晶粒长大过程与天然铀并无明显差别。      

研究试验堆用于同位素生产的物理分析

本文对研究试验堆开展同位素生产进行了物理分析。分析了控制棒提棒顺序对同位素产量的影响,提出了提棒因子的概念。依据点堆模型和反应性-燃耗线性公式,得到了同位素的转换比和产量公式。最后根据这些公式,分析了高通量工程试验堆(HFETR)在高浓铀和低浓铀堆芯装载下,堆芯炉的运行寿期、燃料元件装载数量、燃料元件初始平均燃耗和堆芯功率对同位素转换比和产量的影响。结果显示,从小到大提棒、增加堆芯燃料组件盒数和功率水平均会增加堆芯同位素产量,而全年运行段数（运行段间检修时间不变）和堆芯平均初始燃耗增加则起到相反的作用。这些结果已经用于指导反应堆的堆芯装载设计。     

330 MW环形燃料小型堆方案设计

本文研究了应用环形燃料的小型压水堆堆芯燃料富集度、换料批次、循环长度以及平均卸料燃耗之间的匹配规律。根据设计准则和目标设计了热功率为330 MW的环形燃料小型堆堆芯装载和燃料管理方案,并采用CMS程序包对过渡循环到平衡循环的堆芯关键性能参数进行计算分析,功率不均匀因子、反应性系数、停堆裕量等均符合设计准则要求,堆芯稳态物理特性良好。     

基于MOX燃料组件的177混合堆芯装料方案数值研究

通过计算华龙一号（HPR1000）压水堆平均卸料燃耗得到乏燃料中钚（Pu）同位素的含量,以此成分比例来设计铀钚混合氧化物（MOX）燃料。采用离散型燃料组件设计,通过不同Pu含量的MOX燃料棒离散型布置来降低与UO₂燃料组件间的功率梯度。采用程序MCNP和COSLATC模拟堆芯功率分布和热中子注量率分布,采用分区分层的低泄漏装料方案,降低不同燃料组件间的功率梯度,展平堆芯的功率分布。在不考虑可燃毒物的前提下,利用3种Pu含量的MOX组件将混合堆芯的功率峰因子控制在1.77左右,明显优于原堆芯的功率峰因子,为国产三代压水堆引入MOX燃料提供了具有参考价值的装料方案。      

基于启明星Ⅱ号的铅基堆核数据宏观检验

为提高铅基堆中子学模拟的可靠性,基于启明星Ⅱ号铅基零功率反应堆,开展铅基堆相关核数据的入堆宏观基准检验研究。采用周期法测量堆芯反应性,进而获得有效增殖因数keff为1001 14±0000 07。采用MCNP程序对铅基堆进行精细化建模,结合不同数据库内的中子评价核数据,计算实验燃料棒装载下的铅基堆芯的keff。比较结果可知,4种截面库计算的铅基堆keff模拟结果与实验结果吻合较好,最大相对偏差小于1%,其中,ENDF/B Ⅶ.1库的模拟结果与实验结果吻合最好,相对偏差和绝对偏差分别为025%和251 pcm。通过计算关键材料元素核数据引起keff的变化量,可知铅元素核数据引起的堆芯keff结果的波动量最大,在CENDL 31和JENDL 40中的铅元素引起keff的波动值分别为219 pcm和166 pcm。     

ACP1000中MOX燃料组件管理初步研究

使用SCIENCE程序包对MOX燃料组件进行了初步设计和研究。在此基础上,对采用部分MOX燃料组件的ACP1000堆芯开展燃料管理研究,得到由全堆装载UO₂燃料组件向部分MOX燃料组件堆芯过渡的燃料管理方案,并对MOX燃料组件和部分MOX燃料组件堆芯的安全参数及其他重要参数进行分析和比较。分析结果表明,各种安全参数均满足设计要求,证明在ACP1000堆芯应用MOX燃料是可行的,并为进一步研究提供了参考。     

重水冷却钍基长寿命模块化小堆概念设计研究

基于传统压水堆（PWR）技术,提出一种重水冷却的钍基长寿命模块化小堆（RMSMR）的概念设计方案,采用二维模型系统分析并对比了PWR和RMSMR的燃料类型、慢化剂类型等参数,获得反应堆各项中子学参数的变化机理;然后基于二维计算结果提出了最终的三维堆芯设计方案,并开展了初步的中子物理和热工安全分析。研究表明,RMSMR在设计上采用三区燃料布置来展平功率,采用钍-铀燃料维持了负空泡系数,通过布置增殖包层提高了堆芯的转换比（CR）;RMSMR采用了重水冷却剂可以使中子能谱硬化,从而提高CR,减小寿期反应性波动,增加堆芯寿期;RMSMR能够在100 MW电功率下维持6 a的安全运行。本文研究可为新型反应堆的设计发展提供借鉴。      

钍燃料小功率堆的堆芯核设计

提出了具有优良防扩散性的新型小功率堆——10MW热功率的区域能源堆（REX-10）。这种反应堆堆芯的设计目标是在20年的运行时间内不换料,而且堆芯是由铀燃料和钍燃料组成,以增加防扩散的性能。在本论文中,首先对HELIOS程序的合法性和可靠度进行了审核。使用简单的2乘2排列计算,模拟了燃料的组合和几何排列。最终,提出了REX-10堆芯的布置。     

大型先进压水堆核电站堆芯装载方案设想

核电站堆芯装载方案是反应堆堆芯设计的重要基础,它首先必须满足核安全的要求,同时还要尽可能地提高经济性。通过分析国内、外百万千瓦级核电站的堆芯装载,对反应堆输出功率、燃料组件数、堆芯平均线功率密度进行比较,给出我国大型先进压水堆核电站示范工程反应堆堆芯装载方案的设想,为技术决策提供参考。     

压水堆内钍-铀增殖循环研究——堆芯设计

在全UOX（铀氧化物）堆芯平衡循环的基础上,研究了UOX/PuThOX（钚钍混合氧化物）混合堆芯和UOX/U3ThOX（工业级²³³U-钍混合氧化物）混合堆芯的燃料管理方案设计,实现了钍 铀增殖循环。U3ThOX燃料组件在堆内停留6个燃料循环,平均循环长度较参考的全UOX堆芯增加5 EFPD;U3ThOX燃料组件卸料后冷却1年时易裂变核素存量较装料时增加了7%。为比较分析,设计了UOX/MOX（钚铀混合氧化物）混合堆芯的燃料管理方案。核特性分析结果表明：1）装载PuThOX燃料对堆芯核特性产生的影响与装载MOX燃料类似,硼微分价值和控制棒价值减小、临界硼浓度变大、慢化剂温度系数更负、停堆裕量减小、多普勒亏损更大;2） UOX/U3ThOX混合堆芯和参考的全UOX堆芯具备相似的核特性。     

铀氢锆动力堆稠密栅堆芯物理性能研究

基于经过适应性改进的铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包,研究铀氢锆动力堆稠密栅堆芯的布置方式及其物理性能。研究发现,与相同情况下的氧化物燃料相比,铀氢锆稠密栅堆芯虽然具有铀装量低的不足,但同时具有固有安全性高和堆芯功率分布平坦的优点。     

加速器驱动系统的燃料选择

对装载不同增殖材料的现实加速器驱动系统(ADS)的安全及嬗变超铀核素特性进行研究。分别 以(U,TRU)O2和(Th,TRU)O2作为堆芯燃料,先用LAHET和MCNP程序对ADS进行稳态模拟计 算,再耦合MCNP和ORIGEN2程序计算燃耗过程中的核素密度变化。结果显示,装载钍基燃料的 ADS对超铀核素的嬗变效果较好,且在燃耗过程中其反应性和质子流强波动较小;装载铀基燃料的 ADS则具有更安全的多普勒效应和缓发中子有效份额。总体来看,如果需要堆长时间安全嬗变超铀核 素,装载钍基燃料会取得更好的效果。     

CANDU堆应用RU的PWR/CANDU联合核燃料循环的研究

对压水堆乏燃料后处理回收铀（RU)在秦山三期CANDU堆中应用的可行性和经济性进行分析。使用ORIGEN2程序．对后处理回收铀在生产后放置不同时间后核素的成份和放射性活度进行了计算。证明RU燃料元件生产的放射性水平是可以接受的。使用DRAGON／DONJON程序对应用RU的秦山三期CANDU堆的时均堆芯和瞬时堆芯校验分析表明：采用简单的2燃耗区，2、4棒束的换料方案能满足最大通道功率、最大棒束功率限制。通过放射性分析和堆芯物理分析可以看出，秦山三期CANDU堆在不改变堆芯结构及运行模式的条件下，从天然铀(NU)燃料过渡到RU燃料是可行的。通过对秦山三期CANDU堆应用RU的经济性分析，可以看出PWR／CANDU联合核燃料循环的策略既可节约铀资源(23％)，提高燃料的能量输出(4l％)．又减少了废燃料的处置量(66％)．可大大降低核电成本。