一体化增殖燃烧堆双向递推式倒料方案研究

一体化增殖燃烧堆利用自身的增殖特性,在堆芯内实现核燃料增殖和燃烧的一体化利用。其实现途径之一是将堆芯的燃料布置固定,而增殖燃烧波逐渐移动的行波堆概念,另一种则是通过定期倒料,保持堆芯内燃烧区相对固定的驻波堆。对于驻波堆,需要通过合理的堆芯布置与倒料方案来平衡燃料的燃烧和增殖过程,从而维持堆芯在整个寿期内的稳定运行。提出的双向式堆芯布置与倒料方案中,堆芯中心为燃烧区,燃料组件由内向外依次倒料,而在堆芯外围是增殖区,燃料组件由外向内依次倒料,该方案可以保持堆芯在整个反应堆寿期内具有稳定的功率分布。另外双向递推式堆芯布置与倒料方案最终的组件卸料燃耗是相对均衡的,所有从燃烧区倒出的组件都具有相近的燃耗,一般在30%左右。这使得一体化增殖燃烧堆可以在不进行燃料后处理的条件下,实现铀资源的高效利用。     

一体化快堆的内增殖性能研究

为达到高燃耗、低后处理量、长换料周期,一体化快堆以高内增殖为设计方向。本文研究了棒径和P/D(栅距与棒径之比)两个主要堆芯设计参数与内增殖间的关系,研究了降低钠空泡反应性的措施对内增殖的影响。结果表明,棒径的增加和P/D的降低能够显著提高内增殖,为了降低钠空泡效应而增加上钠腔并降低堆芯高径比会造成内增殖的损失。棒径与P/D的具体取值应在物理与热工之间寻求平衡,而对钠空泡反应性应从反应堆整体安全设计上缓解,一体化快堆的设计应以内增殖性能和高效的闭式燃料循环为主要目标。     

径向倒料式长寿期钠冷快堆方案研究

提出了一种长寿期钠冷快堆的堆芯换料设计。基于增殖焚烧的燃耗策略,通过定期径向倒料,堆芯在不换料的情况下能够维持较长时间的临界,进而实现反应堆的长寿期设计。在本次方案设计中,采用一次通过的燃料循环方式,以U-Zr合金作为燃料材料,有利于防止核扩散;采用非均匀的布料方案,有利于内增殖组件的增殖以及展平堆芯功率分布;采用内收敛的径向倒料方式,有利于增殖组件的增殖与焚烧,提高堆芯寿期。初步计算结果表明,这种倒料策略是可行的。反应堆可以通过堆内倒料,实现38年不换料的运行,并且卸出的增殖组件可以用作下一个新堆芯的驱动组件,使新堆芯达到临界。堆芯关键参数都在现有长寿期快堆概念设计的可接受范围内。     

棱柱式超级安全气冷堆堆芯物理特性研究

棱柱式超级安全气冷堆是可作为可移动微型核电装置的先进堆型之一。为研究其堆芯物理特性,利用蒙特卡罗程序建立堆芯模型,设计出一种堆芯装载方案和反应性控制方案,研究了燃耗、功率分布、中子通量密度分布、中子能谱、温度负反馈等特性,并初步分析了氙震荡。研究结果表明,该堆芯可实现热功率5 MW、寿期3 a的设计;径向功率分布均匀,轴向功率分段呈凹曲线形式;中子通量密度水平较低;中子能谱受温度影响较大,受燃耗影响较小;温度系数受燃耗、温度影响显著,燃料、活性区石墨系数为负值,反射层石墨系数为小的正值,堆芯具备事故工况下仅依靠温度负反馈自动停堆的安全性。氙震荡幅度很小,满功率停堆的碘坑深度仅-110 pcm,堆芯稳定性好。     

中国实验快堆平衡循环不倒料优化初步研究

中国实验快堆现有的平衡循环换料方案由专家经验得到。本工作采用自主开发的快堆堆芯燃料管理优化程序,对中国实验快堆平衡循环进行不倒料优化计算,通过与现有的平衡循环换料方案计算结果比较,对快堆堆芯燃料管理程序进行验证,说明现有的平衡循环换料方案是符合设计限值的较优方案,并给出优化的平衡循环不倒料换料方案。本工作结果表明,自主开发的快堆堆芯燃料管理优化程序可成功用于中国实验快堆的平衡循环不倒料优化。     

快堆工程信息管理系统方案研究

在已经完成的中国实验快堆信息资源规划方案的基础上,应用先进的信息资源管理解决理念,研究得出快堆信息管理系统的建设方案;同时,研究得出快堆信息资源管理系统的系统结构、逻辑结构、物理结构、开发平台、运行平台等相应的技术路线,为后续的研究开发工作提供了方案性的指导.     

模块式小型堆非能动堆腔注水冷却策略研究

在模块式小型堆MELCOR分析模型的基础上,对典型严重事故序列进行计算分析,得到压力容器下腔室内堆芯熔融池特征参数,并使用自主研发的CISER程序对模块式小型堆堆腔注水冷却效果进行研究。通过影响参数的敏感性及保守性分析证明模块式小型堆堆腔注水冷却措施可行且有适当的安全裕量。     

重水堆钍铀燃料增殖循环方案研究

论文的目的是研究重水堆钍铀燃料增殖循环方案。基于前期设计的技术路线,以CANDU-6堆芯为参考堆芯,研究了钍基堆芯燃料管理策略,分析了中子学特性,并对乏燃料特性进行了评估,包括放射性毒性、衰变热和伽马射线。在此基础上,建立了钍铀燃料增殖循环方案,其在可持续性关键指标方面优于常规天然铀一次通过循环。     

氯盐和氟盐快堆增殖特性研究

熔盐快堆具有燃料增殖、核废料嬗变和固有安全性等方面的突出优点,是目前备受关注的第四代先进核能系统唯一使用液态燃料的核反应堆。熔盐快堆通常选用液态氟盐或氯盐作为燃料载体盐和冷却剂,高增殖特性是其主要特征参数之一。基于双流体熔盐堆堆芯结构,采用基于反应堆安全分析和设计的综合性模拟程序SCALE(Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation)对两种氟盐快堆和一种氯盐快堆在同一重金属溶解度下的U-Pu燃料增殖比进行模拟计算,对不同增殖层和反射层下的增殖比进行了模拟分析,并分析了氯盐快堆在增殖层和反射层变化时,裂变区和增殖区中子能谱的变化情况。结果表明:在相同温度、相同摩尔比下,氯盐快堆比氟盐快堆具有更高的U-Pu燃料增殖比;氯盐快堆的增殖比随着增殖层和反射层厚度的增加而增加,但是增殖比的增长速率有所减弱;氟盐快堆的增殖层在厚度尺寸较小时,其变化对增殖比有较小影响,当厚度増至60 cm时,增殖层厚度尺寸的变化几乎对增殖比没有影响;氟盐快堆的反射层尺寸的变化对增殖比没有影响;增殖层和反射层厚度的改变不影响堆芯临界状态和裂变区中子能谱。这为三种熔盐快堆的基盐选择及尺寸设计从增殖方面提供了理论依据。     

混合能谱超临界水堆快谱区组件增殖问题研究

混合能谱超临界水冷堆(SCWR-M)快谱区的中子能谱介于热堆与快堆之间。基于SCWR-M快谱区中子能谱特点,提出一种把钍基和铀基混合作为增殖材料的新增殖方案;然后通过增加(快谱区)燃料棒的分层来增加裂变层中子的泄露,从而达到提高转换比的目的;最后通过增加燃料棒增殖层的厚度,相应的降低其裂变层的厚度,从而使SCWR-M快谱区组件的增殖比达到1.06569。     

加速器驱动的次临界系统快堆次锕系核素非均匀布置堆芯的中子学研究

运用MCNP与ORIGEN2耦合计算程序COUPLE，对加速器驱动的次临界系统（ADS）钠冷金属燃料快堆堆芯进行稳态与燃耗计算，比较分析次锕系核素（MA）非均匀布置堆芯与均匀布置堆芯在MA嬗变效果与反应性参数方面的差异。计算结果表明，对比均匀布置，非均匀布置具有更高的MA嬗变率与嬗变支持比，在反应性参数方面导致多普勒效应与有效缓发中子分额降低，钠空泡效应增大，在堆芯功率分布与加速器束流功率方面没有明显变化。     

结合AMTEC的小型自然循环快堆的关键技术研究

为满足远距离无人值守化等极端环境下的电源可靠供给,本文提出了一种结合碱金属热电转换器(AMTEC)的小型模块化反应堆(SMR)的概念,即SMR-AMTEC系统。针对该小型模块化反应堆的概念设计,本文研发了3项关键技术,即：基于转鼓的堆物理控制技术;正常功率条件下一回路全自然循环技术;基于自然循环的余热排出技术。针对与该小型模块化反应堆相耦合的小型多管循环式AMTEC单元,本文重点开展了3项关键部件制备技术的研发,即：AMTEC的TiN多孔薄膜电极制备技术;β″氧化铝固体电解质组件封接技术;吸液芯组件的制备及测试技术。通过对以上技术的研究与开发,初步验证了SMR-AMTEC系统的可行性。     

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。     

快堆堆芯抗震实验研究与有限元分析进展

堆芯的安全评价是快中子增殖反应堆抗震设计的一个重要问题。发生地震时,应该确保堆芯组件的结构完整性和核电厂能按要求紧急停堆。数百根堆芯组件之间存在着间隙,组件与堆芯支承处也存在间隙,整个堆芯被液钠包围,堆芯的抗震计算比较困难。本文重点介绍近年来法国、日本、意大利以及中国等国家针对快堆做过的一系列实验和理论研究进展情况。     

Core Modification to Improve Irradiation Efficiency of the Experimental Fast Reactor Joyo

Core modification has been investigated to further increase the core burnup and to improve the irradiation efficiency of the experimental fast reactor Joyo. This modification enables the core to accommodate more irradiation test subassemblies that have lower fissile material contents compared with the driver fuel. The design calculations showed that the replacement of the radial reflector elements made of stainless steel with those made of zirconium alloy or nickel-based alloy is effective in improving neutron efficiency. The irradiation test capacity can be increased by reducing the number of control rods based on a reevaluation of the design margin in the control rod worth calculation. The design calculation results show that these modifications, without any change in fuel specification, will be useful for conserving driver fuels and enhancing the irradiation capability of Joyo.     

LOCA Analysis of Super Fast Reactor

This paper describes loss of coolant accident (LOCA) analyses of the Supercritical-pressure Water-Cooled Fast Reactor (Super Fast Reactor). The features of the Super Fast Reactor are high power density and downward flow cooled fuel channels for the improvement of the economic potential of the Super Fast Reactor with high outlet steam temperature. The LOCA induces large pressure and coolant density change in the core. This change influences the flow distribution among the downward flow parallel channels. It will affect the safety of the Super Fast Reactor. LOCA analysis of Super Fast Reactor is important to understand the safety features of the Super Fast Reactor. Keeping the flow rate in the core is important for the safety of the Super Fast Reactor. In LOCA, it is difficult to maintain an adequate flow rate due to the once-through coolant cycle and the downward flow cooled fuel assemblies. Therefore, the early actuation of the Automatic Depressurization System (ADS) and reduction of the maximum linear heat generation rates of the downward flow seed fuel assemblies and Low-Pressure Core Spray (LPCS) system are necessary for the Super Fast Reactor to cool the core under LOCA. Analysis results show that the Super Fast Reactor can satisfy the safety criteria with these systems.     

中国实验快堆临界试验研究

中国实验快堆作为我国第1座快堆,于2010年7月21日取得首次净堆临界,完成一系列物理启动试验之后逐步取得冷态临界和热态临界。在临界试验过程中,采用了用控制棒进行临界外推的方法,顺利完成了3个状态的临界外推过程。临界试验的分析结果表明所采用的方法是合理有效的,且针对试验的相关理论计算结果是准确的。首次临界和冷态临界的最终临界状态下控制棒棒位的试验结果与理论计算结果的对比表明,两者符合良好。