一种快速搜索临界棒位方法的开发与评价

搜索堆芯临界棒位是反应堆堆芯物理设计的重要内容,传统的线性插值方法在搜索临界棒位时需要多次迭代,效率低、花费时间长。本文提出了一种基于控制棒价值函数的临界棒位快速搜索方法,得到了控制棒组价值与棒位的函数关系,并应用于三维堆芯中子学程序PBRT。通过与线性插值法对比发现,控制棒价值函数法搜索的临界棒位满足临界搜索收敛准则,搜索效率明显提高,是一种合理可行的快速调棒搜索临界方法。     

基于NSGA-Ⅲ算法的泳池式低温供热堆最优临界棒位搜索方法

本文建立了泳池式低温供热堆堆芯最优临界棒位搜索方法模型,设计并编程实现了基于快速非支配排序的遗传算法。该算法以控制棒组棒位为输入,以临界偏离度、核热点因子、核焓升因子为目标函数,搜索出满足热工水力和安全限值的优化解集,为解决无硼控堆芯最优临界棒位搜索提供了新的途径。     

控制棒价值对外推临界试验的影响分析

针对外推临界试验中应用控制棒价值的效果进行研究。在零功率反应堆上进行外推临界试验,基于外推临界试验中子计数,采用考虑和未考虑控制棒价值的外推方法进行分析。结果表明:在前几步外推临界过程,控制棒价值对外推临界棒位的影响较为明显,对指导外推提棒存在一定影响,未考虑控制棒价值的外推1/2添加棒位会出现超过临界棒位的情况;在外推临界过程中,考虑控制棒价值的外推方法更加准确,所得外推结果更加安全。     

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。     

临界外推中对控制棒价值非线性的修正

研究堆在物理启动时一般通过棒位外推法得出临界棒位,从而逐步达到临界。但由于控制棒积分价值的非线性,使得这一外推过程不安全或过于偏保守,特别是当临界棒位处于非线性区时。根据点堆模型可导出计数率倒数与Δk_eff成正比,若根据积分价值曲线将棒位对应为Δk_eff,则可修正控制棒价值非线性的影响。通过研究堆的临界外推数据验证了这一方法的准确性。     

DF-VI快中子临界装置2号堆芯临界实验

DF-VI快中子临界装置在改造完成、堆芯发生了变化以后,进行了重新启动和一系列的实验测量。测量内容有：根据29次临界实验的数据对2号堆芯平均临界元件数和临界质量进行了计算;应用周期法和棒补偿法对控制棒价值进行了刻度;用逆动态反应性计对安全棒和安全块的价值进行了测量;对单根边缘元件价值和径向元件价值分布进行子测量。通过以上实验测量,确定了DF-VI快中子临界装置2号堆芯的主要安全运行参数。     

SHB—5临界装置铀水栅堆芯硼微分价值和总后备反应性的测量

介绍了ＳＨＢ－５临界装置铀水栅堆芯硼微分价值的测量，给出了利用非线性牛顿迭代法得到的硼微分价值符合曲线和几种典型硼浓度的硼反应性积分价值；同时给出了利用硼微分价值符合曲线得到的控制棒积分价值、可燃毒物棒总价值和堆芯总后备反应性；这些结果与脉冲中子源法测量结果基本符合。     

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。     

节块法部分插棒显式表示法及数值结果

节块法在堆芯扩散计算程序中得到广泛应用,但由于采用较粗网格以加快计算速度,给计算结果带来锯齿效应。锯齿效应影响部分与堆芯扩散相关的计算结果。本文提出将部分插棒节块内的中子截面在节块法横向积分方程中进行显式表示的方法,即引入与节块轴向位置相关的截面阶跃函数。数值结果表明,该方法显著改善了锯齿效应引起的控制棒微分价值偏差,特别是基本完全消除了该效应对控制棒相关动力学问题的偏差。     

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。     

ARCS-4程序系统临界物理模拟实验验证

SARCS-4程序系统是中国核动力研究设计院自主研发的新一代中子学程序包,需对程序展开工程验证,完善理论模型,提高计算精度。利用成熟燃料元件,设计并制造出与新型燃料组件结构相似的模拟组件。利用模拟组件构造了3种堆芯布置并进行模拟实验,验证SARCS-4程序系统的正确性和可靠性。按照单变量准则和多样化准则,考察控制棒、可燃毒物棒、围板和堆芯布置等因素。模拟实验临界棒位校核分析表明:堆芯泄漏、围板效应、控制棒和可燃毒物棒效应是影响校核精度的主要因素,SARCS-4计算程序系统对模拟实验的整体计算精度相对较高,特殊布置堆芯仍需进一步提高计算精度,后续将通过进一步的实验和研究开展持续验证和改进。      

铅铋堆零功率实验装置控制棒价值测量及方法优化

零功率实验装置的控制棒价值测量一般采用周期法、置换法或落棒法对刻棒实验进行简单处理。为提高刻棒效率,本文提出了无补偿的多步降棒刻棒方法,采用该方法对我国首个铅铋堆零功率实验装置控制棒价值进行了测量,与补偿刻棒方式及落棒法测量结果进行了对比,并通过理论计算验证了该方法的准确性。结果表明：本文方法有效降低了空间效应对测量值的影响,控制棒价值测量结果准确可靠,可在较短时间内完成较高精度的刻棒实验,适用于需经常更换装料方案的临界实验装置。     

SARCS-4程序系统临界物理模拟实验验证

SARCS-4程序系统是中国核动力研究设计院自主研发的新一代中子学程序包,需对程序展开工程验证,完善理论模型,提高计算精度。利用成熟燃料元件,设计并制造出与新型燃料组件结构相似的模拟组件。利用模拟组件构造了3种堆芯布置并进行模拟实验,验证SARCS-4程序系统的正确性和可靠性。按照单变量准则和多样化准则,考察控制棒、可燃毒物棒、围板和堆芯布置等因素。模拟实验临界棒位校核分析表明:堆芯泄漏、围板效应、控制棒和可燃毒物棒效应是影响校核精度的主要因素,SARCS-4计算程序系统对模拟实验的整体计算精度相对较高,特殊布置堆芯仍需进一步提高计算精度,后续将通过进一步的实验和研究开展持续验证和改进。     

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。      

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。     

双面慢化环形燃料反应堆物理实验

环形燃料零功率反应堆是首个双面慢化环形燃料作为核燃料的反应堆。本文采用周期法、落棒法获取环形燃料零功率反应堆的临界参数、控制棒价值、元件价值、含Gd元件的反应性效应等关键参数,对环形燃料零功率反应堆的物理性能进行实验研究,验证环形燃料反应堆堆芯物理设计计算程序。结果表明：根据外推过程确定堆芯临界装载环形燃料元件96根,实心燃料元件172根,此时k_eff为1.000 40,堆芯调节棒价值为-247.5 pcm,安全棒价值为-1 358.4 pcm;元件价值与理论值平均偏差为1.3 pcm,含Gd元件反应性效应与理论值平均相对偏差为8.8%。本文结果为环形燃料的工程化设计程序提供关键数据支撑。     

秦山核电站物理启动试验

介绍了秦山核电公司300MW压水堆核电站首次物理启动试验,包括首次临界和低功率物理试验。测试项目包括临界硼浓度,控制棒价值,硼价值,功率分布,慢化剂温度系数,最小停堆硼浓度,弹棒束价值等。试验结果表明,各项参数满足了堆芯设计和安全上的要求。     

中国实验快堆调节棒价值测量试验研究

调节棒价值刻度试验是中国实验快堆物理启动中的一项重要实验。本文使用落棒法和周期法,分别对中国实验快堆净堆临界堆芯、首炉冷态堆芯和首炉热态堆芯两根调节棒的价值进行了测量,实验结果与堆芯设计结果符合较好。     

加装辅助停堆系统的加速器驱动系统次临界实验装置初步设计

针对现有加速器驱动核能系统概念设计中存在的安全隐患,采用MCNP程序设计了加装辅助停堆系统的次临界实验装置;通过改变热区栅距、热区厚度和控制棒的下插深度来改变堆芯参数,对反应堆有效增殖系数进行计算和比较分析,实现了不同堆芯参数下keff值可调;对几种不同热区栅距和热区燃料棒根数所对应的停堆深度和控制棒价值进行了计算,结果表明,辅助停堆系统提高了加速器驱动系统(ADS)的安全性.     

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。