紧凑型压水堆钍-铀燃料长寿期堆芯物理特性研究

针对棒元件正方形栅格组件,进行均匀混合钍-铀燃料中子学分析。分析表明:钍-铀燃料能够使组件反应性随燃耗变化曲线更平缓,非常有利于提高反应性控制能力。在此基础上,以紧凑型压水堆为对象,进行钍-铀燃料长寿期堆芯方案概念设计研究并进行评价。计算表明:堆芯燃耗寿期可达到1000等效满功率天(EFPD),235U利用率可达到51.3%。研究表明:紧凑型压水堆应用钍-铀燃料,是实现长寿期设计的重要技术途径之一。     

可燃毒物提高小型压水堆堆芯寿期研究

针对长寿期堆芯的应用需求,开展了提高小型压水堆堆芯寿期研究。以棒状燃料为对象,对不同栅格尺寸和不同可燃毒物的选取进行计算,得出小型压水堆堆芯寿期相关影响因素。通过对不同尺寸的燃料栅格进行输运 燃耗计算,得到燃耗最佳栅格尺寸。以燃耗最佳栅格尺寸建立组件,并选择转换性能好的锕系核素²⁴⁰PuO₂作为可燃毒物,利用²⁴⁰Pu吸收中子转换成易裂变核素²⁴¹Pu的特性,对堆芯实现反应性控制和寿期延长。本研究通过对燃料栅格尺寸和可燃毒物的合理选择,提高了燃料利用率,达到延长堆芯寿期的目的。     

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,...     

液态金属控制紧凑型压水堆概念设计研究

本文针对紧凑型压水堆提出了一种可代替固体控制棒束的反应性控制方法—"液态金属控制",该控制方法不仅可以避免固体控制棒因机械传动带来的诸多技术问题、大幅简化堆芯结构设计,而且还具有布置灵活、反应性控制能力强等特点。计算结果表明:对于热功率为180MW、平均功率密度为91.2MW/m3的紧凑型压水堆,堆芯寿期可以达到1 000EFPD。     

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。      

可燃毒物提高小型压水堆堆芯寿期研究

针对长寿期堆芯的应用需求,开展了提高小型压水堆堆芯寿期研究。以棒状燃料为对象,对不同栅格尺寸和不同可燃毒物的选取进行计算,得出小型压水堆堆芯寿期相关影响因素。通过对不同尺寸的燃料栅格进行输运-燃耗计算,得到燃耗最佳栅格尺寸。以燃耗最佳栅格尺寸建立组件,并选择转换性能好的锕系核素~(240)PuO_2作为可燃毒物,利用~(240)Pu吸收中子转换成易裂变核素~(241)Pu的特性,对堆芯实现反应性控制和寿期延长。本研究通过对燃料栅格尺寸和可燃毒物的合理选择,提高了燃料利用率,达到延长堆芯寿期的目的。     

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。     

基于MC方法的小型压水堆全堆计算分析

使用蒙卡计算程序MCNP,建立小型压水堆四分之一堆芯几何模型,计算小型压水堆首循环初始装料冷态(20℃)、常压(1.01 bar)下的堆芯反应性、径向功率和轴向功率分布,并与输运+扩散方法程序SCIENCE-V2程序包的计算结果进行对比。结果表明:MCNP程序适用于小型堆堆芯核设计计算,并可与SCIENCE-V2程序包互相验证。     

2400 MW先进高温堆的临界与燃耗计算

本工作对2 400 MW 棱柱先进高温堆的临界及燃耗进行了研究。所采用的计算工具为SCALE5.1中的TRITON模块。计算中选用了3种燃料石墨比分别为27∶65.4、30∶62.4及33∶59.4的模型。经计算,得到了这3种模型的堆芯寿期分别为1 260、1 350及1 320有效满功率天（EFPDs）,对应的燃耗深度为139、134和125 GW·d/MtU。     

Bamboo程序在方形组件压水堆中的适用性验证研究

本文对国产自主化核设计程序Bamboo程序在方形组件压水堆中的适用性开展了研究。主要内容包括：利用Bamboo程序对三种国内典型的方形组件压水堆进行建模,并将堆芯临界硼浓度、堆芯功率分布、堆芯燃耗分布、控制棒价值和反应性系数等参数的计算结果,同堆芯实测结果或SCIENCE程序计算结果进行对比验证。结果表明,Bamboo程序在典型方形组件压水堆堆芯计算中具有良好的精度,能够满足核电厂的堆芯核设计需求。研究结果为Bamboo程序进一步的工程应用奠定了基础。     

落棒法测量所有控制棒全插时的棒价值

商用压水堆控制棒总价值没有完全通过试验来验证。利用反应堆功率运行时落棒停堆瞬态数据,用自己开发的离线反应性仪计算程序(ODRM)来计算所有控制棒全插(ARI)时的棒价值,验证了核设计。     

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。     

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。     

秦山300MW核电厂堆芯运行跟踪计算

介绍了秦山３００ＭＷ核电厂第一、二循环堆芯运行跟踪计算和运行实测数据，预测计算了至寿末各燃耗阶段的燃耗状态，其中包括反应堆运行历史，随燃耗变化的同位素数据，轴向和径向堆芯功率分布，功率峰因子和位置，轴向功率偏移，燃耗分布以及其它与反应堆运行有关的数据。文中还介绍了跟踪计算所用的程序系统和计算方法，计算结果与秦山核电厂的实测数据的比较。比较结果证明，跟踪计算结果与秦山实测数据符合很好。计算出的数据可     

改进双排棒组件超临界水堆堆芯设计

为了提升堆芯性能,本文对现有的双排棒组件设计及堆芯设计方案进行了优化,并利用超临界核热耦合计算平台评估了优化后的方案。在组件设计中,为了减少寿期末堆芯中可燃毒物残余,优化了组件中可燃毒物棒的位置及可燃毒物含量。在堆芯设计中,为了延长堆芯寿期、降低包壳温度,对堆芯给水分配方案、换料方案及控制棒方案进行了一系列的优化。耦合计算结果表明,改进后的堆芯设计方案满足设计准则,堆芯寿期、卸料燃耗和包壳温度等参数均优于原方案。     

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。     

HFETR控制棒钴吸收体安全性分析研究

高通量工程试验堆（HFETR）控制棒钴吸收体入堆至今已经20余年,本文对59Co的燃耗以及其燃耗对控制棒价值的影响进行了分析计算,结果表明,9#～14#控制棒的钴吸收体的平均燃耗和最大燃耗分别为4.02%和5.45%,4#和7#控制棒的钴吸收体的平均燃耗和最大燃耗分别为6.45%和10.38%;考虑钴吸收体燃耗的影响,9#～14#控制棒价值几乎不变,4#和7#控制棒价值下降0.15βeff（对于HFETR,1βeff=0.0071）;钴吸收体的燃耗使得堆芯次临界度下降0.16βeff,而反应堆的停堆棒位几乎不变,因此HFETR控制棒钴吸收体是安全的,且其燃耗对钴吸收体控制棒价值的影响较小,不影响反应堆的安全运行。      

CSR1000控制棒落入堆芯三维瞬态分析

针对超临界水堆(SCWR)控制棒落入堆芯事件特点,采用堆芯三维瞬态性能分析方法,利用开发的SCWR堆芯三维瞬态物理-热工水力耦合程序STTA,建立SCWR堆芯落棒瞬态三维计算模型和分析流程,研究分析超临界水堆CSR1000在控制棒落入堆芯瞬态过程中的堆芯性能,分析评价落棒瞬态下CSR1000堆芯的安全性能。堆芯三维落棒瞬态分析表明,当落入堆芯棒束价值较高时,落棒初期堆芯功率下降较快,之后由于水密度的反应性反馈,堆芯功率缓慢回升至新的平衡,堆芯功率下降速率超过了停堆信号整定值,将触发保护停堆;当落入堆芯棒束价值较低时,由于水密度的反应性反馈,堆芯功率下降缓慢,堆芯功率下降速率未能达到停堆信号整定值,不能触发保护停堆。控制棒落入堆芯对堆芯轴向功率分布影响很小,高价值落棒导致的落棒区域燃料组件功率坍塌相对低价值落棒更明显。无论是高价值落棒还是低价值落棒,瞬态过程中最大包壳壁面温度均低于瞬态安全限值850℃。水密度的显著反应性反馈及必要的保护停堆措施能保证CSR1000堆芯在控制棒落入堆芯过程中的安全性能。     

控制棒下落时间计算模型

反应堆驱动线是反应堆控制的"生命线",执行重要的安全功能。控制棒下落时间不仅是驱动线设计考核的重要指标,也是核电站安全分析的关键参数。基于压水堆驱动线的结构特性,对控制棒组件在下落过程进行受力分析,提出落棒时间计算的数学模型,采用有限差分法求解运动方程,并且在此基础上编制计算程序。计算结果最终表明:程序计算值与岭澳核电站二期机组热态落棒试验值符合较好,基于此计算方法编制的落棒时间计算程序可以用于压水堆停堆时的安全评价。     

三维六角形组件压水堆堆芯燃料管理计算及程序系统研究

介绍所研制的WWER型压水堆堆芯燃料管理计算程序系统TPFAP-H／CSIM-H，六角形组件均匀化计算程序TPFAP-H是在压水堆正方形组件程序TPFAP的基础上，采用穿透概率法与响应矩阵方法相结合计算六角形组件内中子能谱分布，并考虑六角形栅元特点改造开发而成的CSIM-H是以先进六角形节块扩散程序为基础．参照SIMULATE程序功能而研制的物理-热工水力耦合的三维六角形节块PWR堆芯燃料管理程序两者通过接口程序LINK连接起来，可以考虑燃耗，功率、慢化剂密度变化．控制棒、氙等参数的多种反馈效应对IAEA的WWER-1000型Kalinin核电厂基准问题的校算的结果表明，临界硼浓度、功率和燃耗分布等结果与国际各研究机构的结果吻合良好，偏差均在工程要求之内。