反应堆轴向功率分布控制和功率能力分析

介绍了采用低维等效原理和综合技术,研制成功的反应堆轴向功率分布控制和功率能力分析的计算程序。程序的计算精度满足工程设计要求。在秦山二期2×600MWe核电厂反应堆核设计中,用该程序完成了该反应堆负荷跟踪计算和各种典型的运行功率瞬态分析,确定了该反应堆的运行控制模式和轴向功率偏移的安全保护定值。     

秦山核电二期工程反应堆水力学设计

本文介绍秦山核电二期工程反应堆压力容器和堆芯的压降计算、旁流计算以及堆芯进口流量分配校核等计算分析方法和结果,提供了设计验证.与反应堆实际运行参数的比较表明,设计参数与运行数据符合得很好.     

计算核反应堆堆芯功率的热平衡试验

反应堆功率运行时，燃耗变化会引起堆外中子通量密度变化，造成RPN核功率测量系统测得的反应堆功率与实际功率出现偏差。为了保证PRN反应堆堆芯功率测量的正确，大亚湾核电站利用热平衡的方法，即利用能量平衡原理计算反应堆堆芯的功率，然后对RPN测得的反应堆堆芯功率数据进行校核。本文主要对热平衡测量核反应堆堆芯功率的方法，计算原理进行全面的描述。     

压水堆核电厂反应堆轴向功率分布控制

本文介绍了采用低维等效原理和综合法技术,研制成功的压水堆轴向功率偏移控制和负荷跟踪计算程序。该程序为我国秦山二期2×600MW 核电厂反应堆的核设计提供了急需的计算手段。程序的计算精度满足工程设计的要求。本文还利用此程序完成了该反应堆负荷跟踪计算和各种典型的运行功率瞬态分析,初步确定了该反应堆的运行控制方式和轴向功率偏移的安全保护定值。     

船用反应堆堆芯精细功率重构计算

针对现有船用反应堆安全分析仿真软件不能计算堆芯精细功率分布这一缺陷,开展了堆芯径向和轴向精细功率分布重构计算和分析。采用三次样条插值法对轴向精细功率进行重构计算,采用双线性和双三次插值法对径向精细功率进行重构计算,并与采用细网差分的专业物理程序的计算结果进行比较。结果表明,本工作精细功率重构计算简单、可靠,有较高的精度,对船用反应堆安全运行分析和监督管理具有重要的参考价值。     

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.     

基于BP神经网络的堆芯三维功率重构方法研究

堆芯功率分布包含了堆芯内的大量信息,由于在反应堆运行过程中无法直接测量堆芯内所有位置的功率,因此需通过其他方法得到堆芯三维功率分布的情况。本文以秦山一期工程为对象,利用堆外中子探测器在不同棒位和不同功率下的计数及BP神经网络对堆芯三维功率分布进行重构计算,并利用REMARK程序对该计算结果进行验证。结果表明,该功率重构方法能在反应堆运行的50%～100%功率范围内,较好地呈现堆芯三维功率分布。     

AP1000与EPR堆芯中子注量率测量系统的差异性比较和分析

堆芯中子注量率测量系统是核电站监测系统的一个重要组成部分。它主要测量反应堆堆芯的中子注量率分布,监测堆芯功率畸变,积累燃耗数据,对核电站的安全运行及经济性起到重要作用。论文简单介绍了AP1000和EPR堆芯中子注量率测量系统的组成和特点,分析比较了两者之间的差异性。     

基于ORIGEN2的西安脉冲堆堆芯核素存量自动跟踪程序

针对反应堆事故源项研究中功率运行史统计繁冗的难题,以西安脉冲堆为对象,建立了脉冲堆功率参数计算数学模型,开发了基于ORIGEN2程序的堆芯核素存量自动跟踪功能示范程序ORBITER,并进行了验证。结果表明,堆芯核素存量跟踪迭代算法技术路径是可行,计算精度可接受。在基准算例66.5 MW·d/tU的燃耗深度下,与ORIGEN2传统算法比较,三个典型核素中⁸⁵Kr偏差最大,其值为2.00%,偏差主要来自于算法对辐照/衰变过程的微分化处理。堆芯核素存量跟踪迭代算法借助计算机自动化技术自动跟踪反应堆功率运行史,实时输出堆芯内核素存量,不仅显著降低了人工统计所需的时间和体力成本,也大幅提高了源项数据获取时效性。     

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。     

长期低功率运行对CNP600堆芯中子学参数的影响

随着我国能源形势的发展,核电将面临调峰运行的挑战。CNP600是我国现役的重要堆型,有必要对CNP600长期低功率运行进行评估。为了验证CNP600在长期低功率运行时中子学方面的安全性,从反应堆物理角度对CNP600长期低功率运行进行初步分析,包括长期低功率运行对堆芯径向及轴向功率分布的影响、停堆深度、焓升因子F_(△H)与功率峰因子F_Q的变化、燃耗及最大线功率的变化。计算结果显示,CNP600实行长期低功率运行对径向功率分布的改变很小,对轴向功率偏移的改变剧烈,通过控制棒的调节,可以维持轴向功率偏移的稳定;停堆深度、F_(△H)、燃耗及最大线功率密度均满足安全要求。初步的分析结果表明,CNP600在反应堆方面能满足长期低功率运行。     

压水堆高保真换料循环计算功能开发与验证应用

在自主开发的数值反应堆物理计算程序NECP-X基础上开发了压水堆的换料循环计算功能，并针对某M310机组首循环、第2循环和第3循环的启动物理实验，以及针对前2个循环的燃耗进行了精细建模计算。计算值与实测值的比较结果表明：首循环、第2循环和第3循环启动物理实验的临界硼浓度、控制棒价值、温度系数计算结果误差均较小，符合验收准则；不同燃耗深度下的临界硼浓度、堆芯功率分布与实测值的比较结果显示，稳定燃耗点处最大硼浓度偏差为-39ppm(1ppm=10^-6)，最大的组件功率误差小于4.5%，随着燃耗的加深，堆芯功率的分布逐渐展平，误差逐渐减小。计算结果表明NECP-X程序已经具备商用压水堆启动物理实验和多燃料循环的计算能力。     

秦山核电二期工程反应堆热工水力设计

简要介绍了秦山核电二期工程反应堆热工水力设计的设计基础和设计方法，反应堆压力容器内压降和旁流计算，燃料组件热工水力设计，以及堆芯功率控制和ＤＮＢＲ限值分析等内容。同时进行了设计验证，验证结果表明，设计计算结果与水力模结果符合良好。     

红沿河核电厂2号机组首循环寿期中启动物理试验结果分析

因电网调峰能力不足,红沿河核电厂2号机组首循环运行过程中,于2014年1~3月进行了卸料不换料停机检修,再启动阶段进行了临界、零功率和升功率物理试验,验证了循环寿期中反应堆重要堆芯设计参数。该文叙述了红沿河2号机组反应堆首循环寿期中卸料不换料后启动物理试验理论计算与现场试验,验证了寿期中启动物理试验理论计算值与实测结果的符合程度,分析了反应堆相关参数在寿期初与寿期中随燃耗变化特性。试验结果表明,理论预计值与实测结果符合良好,偏差满足验收准则。     

基于组件计算的燃耗实验基准题建模分析

组件计算在堆芯核设计中占有重要地位。组件程序的燃耗计算精度对核反应堆堆芯的功率分布、换料寿期及反应性控制设计方面具有重要意义。为了评估用于堆芯燃耗计算的多群常数库的准确性,本文运用DRAGON计算程序建立了燃耗实验计算模型,采用SFCOMPO-2.0燃耗实验基准题提供的乏燃料样品燃耗历史参数及最终核素组分信息,对Takahama-3反应堆、H.B. Robinson-2反应堆及Beznau-1反应堆系列样品进行了建模计算,并将计算结果与SFCOMPO-2.0数据库中的基准实验结果进行了对比和分析。结果表明:多数核素的模拟结果与基准值符合良好,误差在10%以内。同时本文对理论计算值与基准实验值存在差异较大的几种核素进行了相应讨论,并对样品计算结果进行了对比分析。     

反应堆一回路可溶硼10B丰度的跟踪计算

反应堆一回路可溶硼10B丰度变化较小且与功率运行史有密切关系,因此在核设计中一般不考虑它的变化.由此在实际堆芯跟踪过程中产生了很多"难以解释"的现象.本文为可溶硼10B丰度计算建立了一个数学模型,并编制了相应的计算机程序abdc.用此程序做了可溶硼10B丰度随燃耗变化的跟踪计算,解释了在反应堆跟踪过程中与10B丰度有关的现象,更真实的反映了理论计算临界硼浓度与实际跟踪的差别.该程序还可用于硼微分价值随燃耗变化的跟踪计算.     

空间锂冷概念快堆堆芯中子学特性研究

本文研究了一种空间锂冷概念快堆的堆芯中子学特性。反应堆燃料采用氮化铀,冷却剂采用⁷Li液态金属,主要结构材料采用W-25%Re。反应堆的控制靠反射层内的控制鼓来实现。建立了程序的计算模型,通过计算和分析,给出了堆芯的主要尺寸和物理参数,计算了堆芯的控制鼓价值、燃耗和功率分布。分析了堆芯中Re的谱移吸收特性和满功率运行7 a不需换料的性能,谱移吸收特性能确保反应堆在发射失败浸在水或湿沙中时处于次临界状态。     

反应堆轴向功率分布控制和功率能力分析

介绍了采用低维等效原理和综合技术,研制成功的反应堆轴向功率分布控制和功率能力分析的计算程序。程序的计算精度满足工程设计要求。在秦山二期2×600MWe核电厂     

核反应堆屏蔽计算堆芯中子源强生成方法研究

中子源强作为输运计算的重要输入参数，数值结果直接影响反应堆屏蔽计算精度。源强受几何模型、燃耗和功率分布的影响，其分布趋势存在明显差异。通过研究源强径向分布特点，基于中子价值生成堆芯各组件几何权重，对权重高的外围组件与径向功率分布梯度较大区域的网格源强进行精细计算。轴向不同高度位置采用分层处理，降低轴向功率峰因子对结果稳定性影响。采用体积权重法进行源强网格与几何网格映射，保证总源强守恒。NUREG/CR-6115基准题的数值验证结果表明：多权重源强网格映射算法与平均源强计算方法输运结果相比，快中子注量率相对误差均方根降低了18.46%。多权重源强网格映射算法可获得准确的源强分布，提高屏蔽计算精度，满足工程应用需求。     

基于中子噪声分析的某核电厂堆芯吊篮梁型振动特征研究

研究了基于堆外电离室中子噪声信号监测压水堆核电厂反应堆吊篮的方法,通过计算电离室中子噪声的互功率密度谱、相干和相位,分析得到了堆芯吊篮梁型振动的频率;利用该方法,计算获得了某正常运行状态下压水堆核电厂换料周期内堆芯吊篮梁型振动频率和中子噪声功率谱幅度的变化趋势,结果说明了在反应堆正常运行状态下,随着堆芯燃耗的增加,吊篮梁型振动频率发生了微小漂移,频率变小,该频率处中子噪声功率谱幅度变大。