径向步进倒料行波堆的数值研究

行波堆是一种可实现自持增殖-燃耗的新概念快堆,它可直接使用天然铀、贫铀、钍等可转换核材料,实现非常高的燃料利用率。基于行波堆的原理,提出了具有现实应用价值的径向步进倒料行波堆的概念,并将其与典型钠冷快堆的设计相结合,采用数值方法对由外而内的径向步进行波堆二维渐近稳态特性进行了研究。计算结果表明:渐近keff随倒料循环周期近似抛物线分布,而渐近燃耗随倒料循环周期线性增长,满足临界条件的倒料循环周期中最大燃耗可达38%;堆芯功率峰随着倒料循环周期的增长,从燃料卸出区(堆芯中心)向燃料导入区(堆芯外围)移动,功率峰值逐渐降低,在高燃耗情况下,靠近堆芯中心的轴向功率分布呈M形。     

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。     

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。     

基于MCNP-ORIGEN2耦合程序的小型行波堆堆芯概念设计

研究设计了基于中国实验快堆(China Experimental Fast Reactor,CEFR)的小型"行波"概念堆。采用中子输运程序MCNP和点燃耗程序ORIGEN2的耦合程序进行堆芯设计,重点研究了不同点火组件的富集度和不同布料方案对小型堆的物理参数的影响,设计堆芯寿期为30 a,并给出相应的倒料方案。不同点火组件富集度对比结果表明,小堆需要选取合适的富集度,富集度太低无法维持临界,而太高会影响堆芯增殖效应;而低泄漏和棋盘式布料两种方式对比结果表明,后者的增殖组件增殖效应明显高于前者。最终确定倒料周期为8 a,倒料三次,堆芯实现较长寿期,且整个寿期内反应性变化小,各组件燃耗深度相对均匀,组件平均卸料燃耗深度约为238 MWD/kg HM。     

多循环燃料管理计算的准一维修正计算方法

提出了一种准一维的修正计算方法,该方法根据不同批次燃料在堆芯中的实际位置进行相对功率修正,外围组件可定义成多批,以考虑边界位置不同的影响.与传统的点堆模型相比,准一维的修正计算方法能更精确地描述多循环实际换料装载情况.用此方法对秦山一期核电厂堆芯的前6个循环进行校核计算,并与单循环三维堆芯燃料管理计算程序RSIM的计算结果比较.结果表明,循环燃耗最大偏差为2.89%,卸料燃耗最大偏差为1.30%,卸料燃耗最大偏差约为点堆模型的1/3.     

径向倒料式驻波堆堆芯概念设计

本工作在综合分析日本CANDLE堆和美国TerraPower公司设计的TP-1堆的基础上,提出沿径向倒料的驻波堆堆芯设计初步方案,通过高、低富集度组件在堆芯的混合布置展平功率,降低了堆芯的功率峰因子和组件的最大燃耗深度。通过倒换料,实现了增殖 燃耗波的传递。为能有效地利用行波堆增殖产生的易裂变核素,采用更换包壳的新技术,实现核燃料的持续利用。     

核电软件NESTOR堆芯功率分布计算不确定性研究

堆芯功率分布作为堆芯核设计的关键指标,其计算精度对于评价核电厂的安全性和经济性尤为重要。作为国内首套自主核电软件包,NESTOR软件的计算精度和适用性是其应用的基础。本文基于随机取样统计方法和误差传递理论,通过分析程序物理模型引入的不确定性和堆芯状态参数不确定性引入的不确定性,将两者联合起来得到最终功率分布计算的不确定性。结果表明:随机取样统计方法在核设计软件计算不确定性研究中是可行的,将堆芯功率分布拆分为组件内功率分布计算不确定性和组件功率计算不确定性分别分析,再由误差传递理论联合得到在95%置信度和95%概率下由程序物理模型引入的径向功率峰因子计算不确定性为±3.653%,由参数不确定性引入的径向功率峰因子计算不确定性为±0.964%。从而得出最终径向功率峰因子的计算不确定性为:±3.778%。与国外成熟工程核设计软件包的计算精度相当,为NESTOR核设计软件包的应用和验证奠定了基础。      

CASMO-4E/SIMULATE-3程序系统计算BEAVRS基准题

BEAVRS基准题是麻省理工学院计算反应堆物理小组2013年公布的压水堆三维全堆芯高保真计算基准题。本文使用传统两步法程序系统CASMO-4E/SIMULATE-3对其进行建模与跟踪计算。结果表明:在热态零功率(HZP)工况下,径向探测器反应率最大相对误差为-18.8%,与蒙特卡罗程序MC21程序的-16.1%相当;在燃耗深度为38.7 MW·d/tHM、堆芯功率为20.3%FP时,径向探测器反应率最大相对误差为-12.9%;在堆芯第1循环内,堆芯各燃耗点处临界硼浓度与测量值误差在40ppm以内,满足工程精度要求。     

一体化先进压水堆小型核电站堆芯燃料管理设计

采用SCIENCE核程序包进行装载方案的设计计算,确定了满足设计准则的各个过渡循环至平衡循环的堆芯.选择合理的平衡循环堆芯燃料的富集度、换料燃料组件数以及各循环的装载和换料方式,使平衡循环达到预定的2 a换料循环长度.堆芯采用低泄漏"内-外"式布置,旧燃料组件布置于堆芯外区.第一循环堆芯,高富集度的组件置于堆芯外区,低富集度的组件排列在堆芯内区.第二循环堆芯装入44个富集度为4.95%的新燃料组件,同时卸出44个旧燃料组件,旧燃料组件布置于堆芯外区.第三循环开始到反应堆寿期内的所有堆芯,都只使用含0、12和20根载钆燃料棒的燃料组件.各循环燃料组件最大卸料燃耗满足设计准则要求.     

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     

增殖燃烧一体化快堆插花式倒料方案研究

增殖燃烧一体化快堆利用快堆的增殖特性,通过倒料完成从增殖组件向燃烧组件的过渡,从而实现增殖和燃烧过程的一体化。全寿期内燃烧组件提供堆芯的绝大部分功率,而在燃烧组件周围的贫铀组件则将其中的²³⁸U转化为²³⁹Pu,实现增殖功能。通过定期倒料,堆芯在一次装料后可实现长期自持临界,维持几十年的稳定运行。合理的堆芯布置与倒料方案可更好地平衡燃料的燃烧和增殖过程。插花式的堆芯布置与倒料方案是将一部分增殖组件分散布置在堆芯高通量区,保证了增殖组件的快速增殖,同时可保持堆芯在整个反应堆寿期内具有稳定的功率分布。另外,插花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均具有相近的燃耗,一般在250~300 GW•d/t左右。这使得增殖燃烧一体化快堆可在不进行燃料后处理的条件下,实现铀资源的高效利用。     

秦山核电二期工程堆芯设计

介绍了秦山核电二期工程堆芯核设计的总体思路、设计内容及电厂实测结果与理论预计值的比较.设计吸取了20世纪90年代初压水堆核电站先进的设计思想,采用了低线功率密度堆芯,提高了堆芯安全裕量;换料设计中,采用1/4换料方式,既满足了年换料制要求,又提高了燃料利用率,燃料组件批平均卸料燃耗满足设计要求.按设计要求确定了堆芯燃料管理方式,完成了堆芯性能参数分析,满足了总体设计对循环长度、堆芯功率分布、慢化剂温度系数、停堆裕量、组件卸料燃耗限制等安全性和经济性要求.1号机组启动物理试验和功率运行实测结果表明,控制棒价值、临界硼浓度、等温温度系数以及堆芯功率分布等设计预期值与实测值符合良好.     

压水堆堆芯燃料装载格式的自动优化-MSOFFL程序

利用优化方法寻找压水堆最优的燃料装载格式,优化的目标函数为堆芯的功率峰因子,用物理原则指导下的直接搜索法寻找优化解。通过堆芯内燃料组件互换来搜索功率峰因子最小的燃料装载格式。搜索分两段进行:第一阶段是布置堆芯内部的新组件,以得到具有较小功率峰因子的合理装载格式;第二阶段是在上述合理装载格式基础上,布置堆芯内有燃耗的组件,以进一步降低堆芯的功率峰因子,得到优化装载格式。在优化过程中,可分别采用或随意组合采用3/2群粗网扩散理论和两群节块格林函数扩散理论计算每次换料后的反应堆两维功率分布及其它反应堆状态量,不仅保证了结果的准确性,而且可以节省CPU时间。除上述优化计算外,还能作燃耗、调临界硼浓度等计算。计算程序是采用FORTRAN-Ⅳ算法语言编制。     

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。     

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。      

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。     

径向倒料行波堆MA嬗变可行性分析

行波堆可使用低富集度核燃料达到较高的燃耗,核废料不需再回收处理,是闭式燃料循环外有效的核燃料利用体系。为进一步挖掘行波堆在核燃料利用方面的优势,本文对行波堆嬗变次锕系核素(MA)进行了可行性分析。在自主设计的1 250 MWt棋盘式径向倒料钠冷行波堆中均匀添加MA,质量份额从2.0%至12.0%。采用自主开发的MCNP-ORIGEN耦合燃耗计算程序进行分析计算。结果表明,MA嬗变量随MA质量份额的增大线性增大,而嬗变率随MA质量份额的增大呈抛物线变化。同时研究了MA质量份额对堆芯安全参数的影响,如堆芯有效增殖因数、多普勒反馈系数、空泡系数和有效缓发中子份额等。计算结果表明,堆芯有效增殖因数和空泡系数随MA质量份额的增大而增大,多普勒反馈系数和有效缓发中子份额随MA质量份额的增大而减小。     

秦山核电二期工程长燃耗堆芯可行性方案论证

简要介绍了对秦山核电二期工程反应堆换料采用的高性能燃料组件的长燃耗堆芯进行核设计可行性方案的论证，经论证表明，推荐方案中：如反应堆采用三分之一，混难事型换料方案和载钆可燃毒物，平衡堆芯批卸料燃耗达４２ＧＷ·ｄ／ｔ（Ｕ）左右时，平衡循环长度可达４１０等效功率天（ＥＦＰＤ）满足各方面限值要求。     

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。     

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。