模块化铅基快堆铀锆合金燃料堆芯概念设计优化

为深入研究第四代核能系统堆型之一铅基快堆的物理性能，进一步提高模块化铅基快堆的安全性和经济性，对铀锆合金燃料装载的不同功率水平的模块化铅基快堆堆芯特性进行研究，发现当堆芯功率提升至一定水平时，堆芯的增殖优势在规定寿期内不能得到充分释放。基于此现象，对模块化铅基快堆铀锆合金燃料堆芯的概念设计进行优化，基于堆芯功率水平和寿期，选择合适的栅距棒径比和燃料芯体有效密度，通过调整单位体积内的铀装量和²³⁵U装量调整堆芯的增殖性能，最终使堆芯反应性变化与堆芯功率、寿期基本匹配，寿期内堆芯反应性几乎不发生变化。优化后降低了堆芯反应性控制难度，充分利用了堆芯的增殖性能，同时合理的栅距棒径比为堆芯热工分析提供了安全和设计裕量，有效提高了堆芯的经济性和安全性。     

小型自然循环钠冷堆堆芯初步设计研究

提出了一种适用于分布式发电系统的小型自然循环钠冷堆AMTEC系统。通过对堆芯的临界计算和热工水力分析,研究了堆芯燃料装载量不变情况下,芯块半径、燃料棒长度和圈数对堆芯有效增殖因数k_eff、堆芯压降和传热的影响。同时分析了不同额外停堆裕量下,B₄C吸收层厚度和堆芯初始剩余反应性随燃料棒圈数的变化关系。计算结果表明：保持堆芯当量直径和冷却剂通道总截面积不变的情况下,减少燃料棒圈数和活性区长度不仅可增加k_eff,且能降低堆芯压降;为提高额外停堆裕量需增加吸收层厚度,但降低了堆芯初始剩余反应性,不利于电厂的经济性。     

小型长寿命快堆堆芯物理设计研究

完成使用金属燃料、液态钠冷却的小型长寿命快堆设计。长寿命反应堆要求在较长的时间内堆芯能够维持临界而不需任何的倒料或换料操作。燃耗反应性补偿的设计思路为：利用金属燃料较强的增殖能力实现较大的堆芯内转换比，以减小燃耗反应性损失，同时辅以控制棒补偿。     

可增殖快谱超临界水冷堆物理初步设计计算

建立改进型快谱超临界水冷堆(SCFR-M)堆芯模型,探讨点火区燃料棒直径和增殖区水棒直径对堆芯转换比的影响,得到合理的燃料组件设计形式。设计并计算6种不同堆芯布置的反应堆增殖特性和空泡反应性,并分析燃料中235U和239Pu成分对堆芯转换比和空泡系数的影响,提高了转换比;研究燃料成分对堆芯转换比的影响。结果表明:减小氢原子数与重金属原子数之比(H/HM),增加堆芯增殖燃料组件数目并采用合理布置可满足堆芯负空泡反应系数,且可以提高堆芯转换比;降低燃料中Pu同位素质量分数可以使堆芯转换比大幅增加,同时使堆芯的空泡反应性系数负值更大;当点火燃料组件采用Pu同位素质量分数为20.8%的MOX燃料,增殖燃料组件采用0.2%富集度235U的贫铀燃料,6号设计方案可以使堆芯的初始转换比达到1.03128,且空泡反应性系数为负,初步达到超临界水冷快堆的增殖要求。进一步对堆芯的缓发中子有效份额、能谱、中子注量率、功率分布进行计算,分析研究增殖堆芯的物理特性。     

大型MOX燃料快堆钠空泡反应性微扰理论研究

钠空泡反应性效应是钠冷快堆核设计和安全分析的重要内容。本文基于多群节块扩散法,采用微扰理论推导出钠空泡反应性的计算方法,对1 000 MWe钠冷快堆MOX燃料堆芯的总钠空泡反应性、空间分布、物理分项进行了计算。结果表明,钠空泡反应性主要来源于中子泄漏的增加和能谱的硬化,两者一正一负,且空间分布规律相反,导致钠空泡反应性具有强烈的空间依赖性;对于所计算的MOX燃料堆芯钠空泡反应性高达3 $左右。计算和分析结果阐明了钠空泡反应性的产生机理和分布规律,可为低钠空泡的设计提供参考。     

钠冷氧化物燃料快堆嬗变MA研究

研究了次量锕系核素(MA)在钠冷氧化物燃料快堆中嬗变的基本物理特性。结果表明,MA核素加入堆芯燃料中后对堆芯动态参数和反应性反馈会产生显著的影响,如:βeff会有所减小、多普勒负反馈会显著减弱以及钠空泡反应性正反馈会显著增强。添加MA所带来的收益是燃耗反应性损失减小,且一定量的MA被嬗变掉,同时MA裂变也有相应的能量产出。MA嬗变的本质在于MA的焚毁,MA的焚毁比消耗与其所占全堆的裂变份额(包括由其转换的238Pu的裂变)成正比,为此相同MA裂变份额下的堆芯安全参数成为MA嬗变快堆设计的关键点。研究表明,堆芯小型化能够有效地减小堆芯的钠空泡反应性正反馈,同时对MA的焚毁比消耗影响较小。     

利用大规模仿真系统探明稠密堆芯内气液两相流特性——采用改进界面追踪法的两相流直接数值分析法的开发

日本原子能研究所正开发的超高燃耗水冷却增殖堆，为了实现1.0以上的转换比，需要减少水慢化剂的比例，降低中子的慢化。为此，采用了燃料棒间隙1mm三角形布置的高稠密堆芯设计，堆内的空泡率也比现有堆大。另外，为了实现负空泡系数，采用了短尺寸燃料棒和双层堆芯。尽管这是在轻水堆的基础上发展的堆型，但很多东西不同于现有堆型。     

改进Flower型超临界水冷快堆初步增殖研究

超临界水冷快堆集快堆和轻水堆两种特性。整个堆芯冷却剂流量仅为现BWR的1/8,中子能谱硬于普通PWR,故有一定的核燃料增殖能力。本文建立不同Flower型超临界水冷快堆堆芯物理模型,研究堆芯分区布置、冷却剂密度分层、seed及blanket组件P/D值设计、MOX燃料设计、燃料富集度分区分层布置、blanket内部通道采用贫铀冷却等方案,分析堆芯的空泡反应性、功率分布及增殖比。通过比较,得到了超临界水冷快堆的优化设计方案。     

超临界水混合堆快谱区组件物理-热工性能分析

提出超临界水混合堆快谱区多层燃料组件设计方案。用MCNP与STAFAS程序对多层燃料组件进行初步的中子物理与热工水力性能分析,同时对组件结构参数（栅距与棒径比P/D）进行敏感性研究。结果表明：快谱多层燃料组件设计不仅能够实现核燃料的增殖,且可获得较大的负冷却剂温度反应性系数与燃料温度反应性系数;减小P/D均可提高燃料的转换比,但较小P/D会导致核热点因子增大。适当调整组件裂变区燃料富集度可有效改善组件裂变区轴向功率不均匀性,降低核热点因子。     

CEFR钠空泡反应性效应试验测量与计算分析

本文介绍了中国实验快堆物理启动试验中钠空泡反应性效应测量试验的试验程序及测量结果评估,测量结果显示中国实验快堆典型位置钠空泡反应性价值皆为数值较大的负反应性,结果符合试验验证要求,验证了组件瞬间堵流事故专设监测系统的信号基础。并对试验进行了计算分析,试验前的分析为试验提供支持,试验验证了计算分析程序系统。     

大型MOX燃料快堆钠空泡反应性微扰理论研究

钠空泡反应性效应是钠冷快堆核设计和安全分析的重要内容。本文基于多群节块扩散法,采用微扰理论推导出钠空泡反应性的计算方法,对1 000 MWe钠冷快堆MOX燃料堆芯的总钠空泡反应性、空间分布、物理分项进行了计算。结果表明,钠空泡反应性主要来源于中子泄漏的增加和能谱的硬化,两者一正一负,且空间分布规律相反,导致钠空泡反应性具有强烈的空间依赖性;对于所计算的MOX燃料堆芯钠空泡反应性高达3$左右。计算和分析结果阐明了钠空泡反应性的产生机理和分布规律,可为低钠空泡的设计提供参考。     

钠冷快堆停堆保护方案研究

在借鉴中国实验快堆（CEFR）热工模型建模经验的基础上,利用Relap5程序建立霞浦示范快堆（CFR）的主要系统模型,并参考快堆安全分析中的预期瞬态无停堆保护（ATWS）的分析方法,对发生反应性意外引入事故时的安全裕度和停堆保护进行仿真研究。仿真结果表明,额定功率下发生反应性引入时,不会触发短周期的报警和停堆;当发生补偿棒失控提升5 s和10 s时的反应性意外引入事故,目前一回路保护参数整定值、信号测量延迟及安全棒落棒时间可以取其他值;当补偿棒失控提升15 s时,在目前的设计下,核功率和功率流量比信号能确保事故下的反应堆状态符合事故验收准则。当其他保护信号失效,堆芯出口钠温所触发的停堆保护若要实现同样的功能,则需保证反应堆在14.85 s之前进入深度次临界。      

重水堆医用钴调节棒变更物理分析

2017年6月秦山第三核电厂CANDU6型重水反应堆完成首批高比活度医用59 Co调节棒入堆。文章对医用钴调节棒重新进行堆芯物理建模,采用PPV基本栅元程序,对全堆芯进行RFSP三维扩散跟踪计算。与工业钴调节棒对比,基于堆芯历史通量,模拟辐照18个月钴调节棒堆芯表现,分析医用钴调节棒长期堆内价值趋势与比活度变化;通过模拟数据与堆芯试验数据比较,分析验证医用钴调节棒组件代替工业钴调节棒组件后,单棒束与棒组反应性价值符合设计要求,变更过程中没有引入新的误差;堆芯的功率分布、反应性控制能力等主要安全分析参数改变符合设计预期。调节棒变更后在满足医用钴源高效生产的同时,仍能有效展平堆芯功率分布,调节堆芯反应性。     

快堆燃料组件局部堵流实验研究工作

本文介绍了在莫尔核能研究中心进行的快堆安全实验。实验工作在堆内钠回路中进行。被试验的快堆元件棒束在堆内辐照。在组件中有一个堵塞装置。人为地切断堵塞装置中的冷却流量而引起钠沸腾和元件熔化事故。试验表明,由于堆芯流道堵塞而引起元件损坏事故蔓延的可能性可以排除。     

铅冷行波堆反应性变化规律及其影响因素研究

铅冷行波堆具有安全性好、倒换料周期长、铀资源利用率高等突出优势,是先进核能系统的重点发展方向之一,实现反应性微小变化是铅冷行波堆堆芯方案设计的关键技术问题。本文以热功率700 MW、采用金属燃料的铅冷行波堆物理方案为研究对象,重点研究了堆芯点火区及增殖区设计参数变化对有效增殖因子（k_eff）的影响,分析了全寿期堆芯反应性的变化趋势。数值结果表明:点火区设计参数显著影响堆芯初始k_eff,点火区的易裂变核素装量越大,初始k_eff越大,通过调整点火区在堆芯轴向位置及其燃料富集度可有效降低反应性变化幅度;堆芯装载的可转换核素与易裂变核素之比越高,增殖产生的239Pu越多,整体增殖性能越好;增殖区越长,平衡态持续时间越长,堆芯寿期越长。本文研究结论可为铅冷行波堆堆芯物理方案设计及关键参数选择提供重要理论依据。      

超临界水冷快堆增殖因子敏感性初步研究

从长远观点来看,超临界水冷快堆（SCFWR）的增殖性能是一个重要问题,由于超临界水堆中冷却剂密度仅相当于当前沸水堆（BWR）的1/3,加之稠密性栅格布置,SCFWR具有增殖的潜力。为了探究SCFWR的增殖性问题,利用基于多群三维细网有限差分中子扩散方程的堆芯核计算方法,设计不同的算例,分别计算了堆芯冷却剂流型、不锈钢和ZrH_1.7的利用、堆型布置、棒径大小、MOX燃料中PuO₂的份额、堆芯燃耗深度及堆芯尺寸等因素对SCFWR增殖性能的影响。计算结果表明,增大堆芯转换比的途径有：采用对流式流型、加入ZrH_1.7层、采用合适的堆芯布置、增加棒径、提高MOX燃料中PuO₂的份额及增大堆芯尺寸而减少中子泄漏等。从而为提高SCFWR的转换比提供了可参考的依据路线。     

MA以IMF燃料靶组件形式在大型钠冷快堆中的非均匀嬗变研究

针对次量锕系核素(MA)的嬗变问题,以中国示范快堆(CDFR)为基本堆芯,研究了MA以靶组件形式在大型钠冷快堆中非均匀嬗变的问题。为增加嬗变的效果,靶组件的燃料选择了不含铀的惰性基体燃料(IMF)。结果表明:少量IMF燃料靶组件的插入对堆芯会产生一定的影响,主要是钠空泡反应性正反馈增强较明显,同时与MA均匀嬗变不同的是堆芯功率峰因子有所增加,其他参数影响相对较小;IMF燃料靶组件中MA的嬗变效果较好,尤其是MA焚毁效率比燃料均匀添加MA时增加了约1/3,IMF燃料中由MA转变的238Pu的次级裂变对MA的焚毁贡献显著增加。在大型钠冷快堆中使用含MA靶组件进行非均匀嬗变时,需要合理选择靶组件的数量和布置位置,以便实现在MA高效嬗变的同时对堆芯性能不会产生非常显著的影响。     

快堆假想堆芯解体事故程序研发

钠冷快中子反应堆是以钠作为冷却剂的第4代核能系统之一,为保证快堆在严重事故下能够包容放射性物质,对快堆假想堆芯解体事故进行准确模拟计算是非常必要和迫切的。采用改进型B-T模型对快堆假想堆芯解体事故进行分析是目前国际上主要的分析方法,为能更好地分析快堆假想堆芯解体事故,在改进型B-T模型的基础上引入快堆实际的堆芯反应性系数分布函数。本工作与法国的EPIXCOPOS程序计算结果的对比验证表明,程序模型能对快堆假想堆芯解体事故进行保守分析。     

超临界轻水冷却快堆的增殖比分析

本研究的目的是分析超临界压力轻水冷却快堆（SFPR）的增殖比和设计一个SFPR增殖堆芯。分析了堆芯参数对增殖比的敏感性。堆芯设计采用耦合的二维R-Z中子学和多通道热丁水力计算方法。对增殖比具有高敏感性的参数是燃料棒直径和空心柱状增殖燃料的冷却剂管直径。空心柱状燃料组件是指冷却剂在管内流动、燃料容纳在管外的“壳内管”燃料组件。为了增加重金属份额，考虑采用空心柱状增殖燃料。调换燃料和冷却剂的位置以增加空心柱状增殖燃料区内的重金属份额。带有棒状燃料增殖区的SFPR的增殖比为1．021，带空心柱状燃料增殖区的增殖比为1．034。当点火区和增殖区都由空心柱状燃料元件构成时，由于燃料体积份额高增殖比可达1．046。采用空心柱状燃料堆芯，反应堆功率也增加了。但即使点火区和增殖区都由棒状燃料组成，SCFR仍然可以是增殖堆。     

一种适用于小型长寿命自然循环铅基快堆的冷却剂研究

以小型化、长寿命、自然循环为铅基快堆的设计目标，构建100 MWt铅基快堆堆芯模型并开展冷却剂选型研究，选取Pb同位素/混合物及Pb-Bi混合物，分析比较了采用不同冷却剂堆芯的物理特性与自然循环特性。结果表明：得益于²⁰⁸Pb在高能区小的非弹性散射截面与中低能区极小的中子俘获截面，加之Bi较小的中子俘获截面，采用²⁰⁸Pb-Bi冷却的铅基快堆堆芯在30满功率年运行周期内的燃耗反应性损失最小，增殖性能最佳，且具备负值较大的空泡系数、冷却剂温度系数和较大的有效缓发中子份额，可装载较低富集度或较少量燃料，有利于堆芯小型化、长寿命和固有安全性；²⁰⁸Pb-Bi相比Pb冷却的铅基快堆具备更强的自然循环能力、更弱的材料腐蚀、更宽的运行温度区间，有利于反应堆安全运行与维护。高²⁰⁸Pb丰度的铅可以从钍矿石及钍铀矿石中提取，极大降低了²⁰⁸Pb的分离提取难度。