小型模块化快堆中含铪控制棒的设计与分析

快堆一般采用以碳化硼（B4C）为吸收剂的控制棒进行反应性控制。小型模块化快堆中子泄漏率较大,增殖能力偏弱,单位燃耗反应性损失较大。模块化反应堆运行周期较长,且需要紧凑型堆芯设计,控制棒数量有限。因此,小型模块化快堆需要高10B富集度的B4C进行反应性控制。由于吸收剂燃耗深、功率密度高且导热能力受辐照削弱严重,B4C的安全使用寿命有限。本文通过对比硼化铪（HfB2）、氢化铪（HfH162）和传统B4C为吸收剂的控制棒的反应性价值、堆芯功率分布、堆芯反应性反馈系数、控制棒温度裕度与吸收剂燃耗深度,发现HfB2有更高的安全裕度和更长的安全使用寿命。HfH162控制棒略微改善了功率分布,但其高温氢气解离问题有待进一步研究。     

秦山第二核电厂控制棒检查、分析与优化管理

由于国内核电厂控制棒运行经验少,且没有控制棒更换的相关法规或标准,为掌握控制棒包壳管状态,秦山第二核电厂通过超声、涡流等无损检测方法对在役的控制棒包壳进行了检查,得到控制棒运行可靠的技术数据,为调整和更换控制棒组件提供依据。本文通过控制棒组件典型缺陷机理分析与评价,提出了核电厂控制棒优化管理的几项措施,可以为其他核电厂控制棒管理提供重要的参考与借鉴。     

反应堆控制棒铪板性能研究

铪材因其具有良好的综合性能,是反应堆控制棒的首选材料.在反应堆控制棒用铪材研制过程中,对化学成分、机械性能、腐蚀性能、物理性能等进行了试验研究.结果表明,铪材制造工艺合理,材料性能优良,满足控制棒材料的使用要求.     

新型铪控制棒的研制

铪材具有良好的综合性能,是反应堆控制棒的首选材料.为了克服铪板辐照后的变形和力学性能下降等问题,增加控制棒的使用寿命,开展了新型控制棒组件的研制工作.在研制过程中,对铪材的化学成分、机械性能、腐蚀性能、物理性能等进行了试验研究,并进行了成品验证试验,证明此新型控制棒的设计和制造完全满足技术要求,具有良好的机械性能,能有效提高铪控制棒的使用寿命.     

小型模块化熔盐堆控制棒布置的物理分析

sm-TMSR是中国科学院钍基熔盐堆核能系统中心（TMSR）设计的一款小型模块化多用途钍基熔盐示范堆。本文就sm-TMSR堆芯的控制棒布置进行了物理分析。首先,对熔盐堆特有的反应性变化现象进行了分析,提出了sm-TMSR控制棒的功能和需求,即:对于调节棒,要求设计的总价值在寿期初等于或略大于2.5×10-2,寿期末等于或略大于2.06×10-2;对于停堆棒,考虑卡棒准则,要求设计的单根棒价值在寿期初大于等于2.1×10-2;其次,计算了不同位置、不同控制棒孔道直径以及有无哈氏合金套管的单根控制棒价值;最后根据控制棒价值的需求大小,确定了控制棒组件在堆芯较为优化的物理设计:①控制棒组件孔道直径为9?cm,无哈氏合金套管;②4根控制棒成“十”字形分布,2根停堆棒均匀布置在堆芯的第1圈,2根调节棒均匀布置在堆芯的第6圈位置。      

CARR寿期对控制棒价值的影响研究

以铪为吸收体的研究堆中,控制棒价值随着燃耗加深而减小.使用蒙特卡罗软件 MVP-BURN建模计算在寿期内堆芯燃料组件的组成、控制棒中铪的成分随燃耗变化,使用 MCNP 计算程序计算不同寿期棒栅效率曲线.计算得到,控制棒价值与燃耗呈线性关系,在一个换料周期内吸收能力减少大约为 1.4%.在同一个换料周期内,随着寿期进行,...     

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。      

控制棒落棒动力学数值计算

控制棒在安全停堆时的下落时间和下落规律是核电厂安全分析的重要参数。本文针对一种超临界水冷堆控制棒组件,采用计算流体动力学（CFD）瞬态动网格数值分析方法研究某控制棒的下落过程,分析其流场演化规律,并得到了控制棒下落过程中位移随时间、速度随时间及加速度随时间的变化规律。同时,研究了控制棒、通道发生变形时对控制棒下落规律的影响。本文的计算方法及结果对控制棒结构优化具有指导意义。      

辐照对银铟镉控制棒价值的影响分析

为分析银铟镉（Ag-In-Cd）控制棒内各核素经反应堆中子辐照后的消耗情况以及核素消耗对控制棒价值的影响，本研究采用蒙特卡罗程序模拟了Ag-In-Cd控制棒内主要核素在反应堆运行期间的燃耗，并结合控制棒宏观中子吸收截面和控制棒内的中子注量率水平变化，分析了辐照前后控制棒价值的变化。研究结果表明，控制棒中113Cd随着辐照时间增加而加速消耗，107Ag、109Ag和115In消耗速率相对较慢；控制棒总的宏观中子吸收截面在辐照后降低，但是107Ag、109Ag和115In的中子吸收截面明显地增加；辐照后控制棒内的中子注量率增大，控制棒总中子吸收率无明显变化，即控制棒价值无明显变化。      

长寿期小型棒控压水堆控制棒方案研究

小型棒控压水堆舍弃了可溶硼,并高度依赖控制棒与可燃毒物棒控制堆芯的反应性。为研究控制棒对堆芯关键性能的影响,本文以核动力破冰船用KLT-40模型为对象,以轴向功率偏移、堆芯寿期、燃料利用率与径向功率峰因子为指标,开展长寿期小型棒控压水堆控制棒布置与动作策略设计分析。首先,基于OpenMC程序开发带棒燃耗程序;其次,比较堆芯带控制棒与无控制棒运行时的堆芯寿期等指标;最后,分析不同动作策略对轴向功率偏移等指标的影响。结果表明：控制棒将堆芯寿期从590 EFPDs（等效满功率天,Effective full power days）延长至650～698 EFPDs;低价值棒组优先动作策略使轴向功率偏移程度由-0.69与+0.80分别下降至-0.29与+0.52。因此,要准确计算长寿期压水堆寿期必须采用带控制棒燃耗计算策略,并且通过合理的动作策略能够有效减小控制棒带来的轴向功率偏移。     

Monte Carlo simulation of a research reactor with nominal power of 7 MW to design new control safety rods

The Monte Carlo simulation has been established for a research reactor with nominal power of 7 MW. A detailed model of the reactor core was employed including standard and control fuel elements, reflectors, irradiation channels, control rods, reactor pool and thermal column. The following physical parameters of reactor core were calculated for the present LEU core: core reactivity (ρ), control rod (CR) worth, thermal and epithermal neutron flux distributions, shutdown margin and delayed neutron fraction. Reduction of unfavorable effects of blockage probability of control safety rod (CSR)s in their interiors because of not enough space in their sites, and lack of suitable capabilities to fabricate very thin plates for CSR cladding, is the main aim of the present study. Making the absorber rod thinner and CSR cladding thicker by introducing a better blackness absorbing material and a new stainless steel alloy, respectively, are two studied ways to reduce the effects of mentioned problems.     

An assessment of a VVER-1000 core during Turbo-Generator load reduction test using RELAP5/MOD3.2 and WIMSD-5B/PARCSv2.7

Reactor dynamic tests, which are categorized as one of the power start-up test groups, are the most complex tests during commissioning of the new nuclear power plants. This paper presents the results of Turbo-Generator load reduction test as one of the reactor dynamic tests for VVER-1000/V446 unit at Bushehr Nuclear Power Plant (BNPP). In this test modeling because of the need for control rod bank worth and core reactivity coefficients, the core geometry has been modeled first by using WIMSD-5B/PARCSv2.7 codes for neutronic calculations. For performing the thermal-hydraulic analysis, the RELAP5/MOD3.2 computer code has been used. The control rod bank worth and core reactivity coefficients obtained from WIMSD-5B/PARCSv2.7 are compared with BNPP FSAR that confirm the ability and reliability of the method. Also comparison of the thermal-hydraulic core parameters obtained from RELAP5/MOD3.2 against actual plant data, indicate that this code can properly predict behavior of VVER-1000 reactor for this dynamic start-up test.     

Experimental Study on Reactivity Worth for Absorber Material in High Conversion Light Water Reactor Using FCA-HCLWR Core Fueled with Enriched Uranium

Experimental study on reactivity worth for absorber material in HCLWR core has been carried out in a series of experiments using the Fast Critical Assembly (FCA) in Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI). The central reactivity worth as well as the simulated control rod worth of B₄C with different ¹⁰B content and of Hf was measured in FCA-HCLWR core fueled with enriched uranium. Both reactivity worths of B₄C increase with ¹⁰B content. These increasing trends do not saturate to 90% enriched B₄C. The Hf has the smaller reactivity worth than the 20% B₄C. The experimental values are compared with the calculated ones which obtained from JENDL-2 data and the SRAC system. The calculation predicts well the dependence of reactivity worth on ¹⁰B content and underestimates the reactivity worth ratios of the Hf to the 20% B₄C.     

固定棒位法测量控制棒总价值

控制棒价值测量的准确度与效率对核电厂的安全性与经济性具有重要影响。在动态刻棒等反应性测量工作中,本底与中子源对探测器有显著影响,致使根据实测电流计算得到的反应性显著偏离真实值。基于点堆逆动态方程,通过对本底与中子源影响的分析,利用固定棒位状态下的测量数据计算反应性并得到控制棒总价值,给出了一种不受本底与中子源影响的简便的控制棒总价值测量计算方法,并在零功率实验装置上进行验证。结果表明,该方法可有效避免本底和中子源组件对反应性探测的影响,并简化了离线理论计算,其与周期法计算结果的相对偏差在1%以内。     

超级均匀化方法用于球床氟盐冷却高温堆扩散计算

球床氟盐冷却高温堆的控制棒位于侧反应射层内,存在无裂变中子源且受堆芯泄漏谱强烈影响的强吸收体区域扩散计算难题。超级均匀化方法(Super Homogenization,SPH)被用于对氟盐球冷却床堆侧反射层中控制棒区域的强吸收体进行等效均匀化处理,同时堆芯除控制棒区域外采用谱修正方法(Spectra Modification,SM),将输运计算的结果作为基准进行验算。结果表明,SM-SPH模型能有效地计算球床氟盐冷却高温堆反射层控制棒价值及通量分布,并且较常规的SPH方法能更好地处理棒间干涉效应。     

次临界反应性测量的空间修正及其应用综述

次临界下的反应性测量技术有着自身的特点,次临界下控制棒的动作、堆芯的次临界度以及外中子源的存在都会对堆芯中子通量的分布产生影响,因此通常情况下堆芯的次临界度只能"监视",无法准确测量。在堆芯模拟软件发展的基础上,国外科研人员提出了次临界下点堆模型的空间修正方法,将这种方法用于动态棒价值测量(DRWM),并在此基础上进一步发展了次临界控制棒价值测量(SRWM),这些技术有的已经被国内核电站使用,但是国内对空间修正的原理及方法鲜有介绍。本文针对这种需求,总结概括了国外商用堆次临界反应性测量的基本原理与方法,并结合反应性测量仪表技术,给出了次临界反应性仪的数据处理流程,这对于推进国内商用堆次临界反应性测量的研究和实际应用具有较为重要的意义。     

HFETR占栅元铍中孔控制棒物理特性研究

研究了高通量工程试验堆（HFETR）占栅元铍中孔控制棒物理特性。首先,采用CELL程序计算各组件的少群截面参数;然后分别对占栅元控制棒和占栅元铍中孔控制棒进行了堆芯物理计算,并对反应堆轴向热中子注量率分布、60Co产量以及控制棒价值做了比较。研究结果表明,占栅元铍中孔控制棒完全可以用于HFETR的反应性控制,而且可以提高反应堆的安全性和经济性。      

New dynamic method to measure rod worths in zero power physics test at PWR startup

To measure and validate the worth of control (or shutdown) bank in zero power physics test at PWRs, a dynamic control rod reactivity measurement (DCRM) technique has been developed and applied to six startups of Westinghouse plants as well as Korea Standard Nuclear power Plants based on the Combustion Engineering System 80 NSSS. With this technique, just one test bank is inserted into the bottom of the core at maximum stepping rate and withdrawn immediately to the all rod-out position. Specially designed inverse point kinetics equations are used to determine the test bank worth from the measured ex-core detector signals, which are controlled by the neutron-to-response conversion factor and the dynamic-to-static conversion factor. These two parameters are predetermined by the three-dimensional neutron adjoint flux distribution for both the top and bottom ex-core detector and the three-dimensional steady and transient core power distribution for test bank movement. To eliminate the gamma-ray effect on ex-core detector signals, a simple method, using reactivity curve characteristics, was also developed. To verify the DCRM method, a total of 28 bank worths of six different PWRs was measured by the DCRM and compared with those of conventional method. Results show that the DCRM method has a similar accuracy as the conventional technique. However, with the DCRM method, it only takes ∼15 min per bank from the beginning of rod insertion to the determination of measured static worth. From its performance, one can conclude that the DCRM method is an effective replacement for the conventional rod worth measurement method.     

控制棒下行运动特性影响因素分析

液体悬浮式非能动停堆技术是近年来核反应安全领域的研究热点之一,研究控制棒下行的运动特性对核电厂的安全运行有着重要意义。本文选取2种典型非保护瞬态失流事故（ULOF）为依据设计多种工况进行模型实验,结合实验数据对控制棒下行运动进行受力分析得出其阻力的时程变化。通过控制变量法对比分析了控制棒尾部出流孔径和初始周向位置对控制棒下行运动时程及缓冲效果的影响,并得出了下行时的阻力系数与雷诺数之间的函数关系。本研究可为优化控制棒组件结构提供依据,给控制棒下行运动受力研究中阻力系数的选取提供参考。