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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(HfH162)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。HfH162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。 相似文献
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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。 相似文献
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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。 相似文献
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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。 相似文献
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为分析银铟镉(Ag-In-Cd)控制棒内各核素经反应堆中子辐照后的消耗情况以及核素消耗对控制棒价值的影响,本研究采用蒙特卡罗程序模拟了Ag-In-Cd控制棒内主要核素在反应堆运行期间的燃耗,并结合控制棒宏观中子吸收截面和控制棒内的中子注量率水平变化,分析了辐照前后控制棒价值的变化。研究结果表明,控制棒中113Cd随着辐照时间增加而加速消耗,107Ag、109Ag和115In消耗速率相对较慢;控制棒总的宏观中子吸收截面在辐照后降低,但是107Ag、109Ag和115In的中子吸收截面明显地增加;辐照后控制棒内的中子注量率增大,控制棒总中子吸收率无明显变化,即控制棒价值无明显变化。 相似文献
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《核工程研究与设计》2008,(4)
研究堆换料模型以日本JRR3M堆为基础建立,堆芯燃料管理采用以CITATION为主的程序包计算,包括:截面生成程序CSMAKE、堆芯计算程序CITATION、控制棒调节程序ARDP以及燃耗计算程序BURNFCTA。以此程序包对研究堆燃料管理进行改进研究,分别得到了满足不同改进要求的平衡循环方案。 相似文献
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秦山核电二期工程堆芯设计 总被引:1,自引:1,他引:1
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. 相似文献
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选取大亚湾压水堆作为嬗变参考堆,研究在压水堆中嬗变长寿命裂变产物99Tc和129I的可行性。计算结果表明:在1个换料周期(18个月)内,99Tc的最大嬗变率为15.69%,129I的最大嬗变率为9.18%。通过对不同堆芯方案进行安全性分析发现:添加99Tc和129I后,堆芯有效增殖因数keff降低且随燃耗变化的幅度变小;堆芯径向中子通量密度分布无明显变化但径向功率峰因子降低;考虑燃料温度系数、慢化剂温度系数、硼微分价值以及控制棒价值等,得出在反应性温度系数及反应性控制方面不会导致安全问题,相反有优化作用。因此,从安全角度分析,在压水堆中嬗变99Tc和129I是可行的。 相似文献
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秦山CANDU重水堆两个机组近年来卸料燃耗下降明显,直接影响机组的燃料经济性,增加了换料负担。本文从堆芯过剩反应性、慢化剂和冷却剂重水纯度、压力管蠕变和换料设计等各项因素对卸料燃耗的影响进行了理论分析,并使用物理程序根据这些参数的年度平均数据计算年度理论卸料燃耗,分析单项因素和整体的影响,最后总结提出了提升卸料燃耗的可行方法。 相似文献
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高温气冷堆的三维燃耗计算、三维控制棒价值计算、堆芯功率重构以及芯外探测器响应分析都必须通过三维计算实现.由于高温气冷堆侧反射层中控制棒与吸收球区均为强吸收体,因此,在该区域无法直接用扩散方法计算,而用输运方法实现三维计算又过于耗时.根据不连续因子理论,利用二维(R,θ)几何下输运-扩散耦合计算,实现控制棒与吸收球区的局部均匀化,求得不连续因子和均匀化截面.在此基础上,实现带不连续因子的三维扩散计算.计算结果表明:常规的扩散计算会带来误差,采用不连续因子修正的扩散计算,不但对中子注量率分布改善明显,对本征值、控制棒价值等的改善也很明显,可逼近精细的输运方程的结果,而计算量明显减少.带不连续因子修正的扩散计算是实现高温气冷堆三维计算的有效途径. 相似文献