PWR堆芯中弥散型可燃毒物的燃耗特性研究

在压水反应堆(PWR)堆芯核设计中,通常采用可燃毒物来补偿反应性和展平功率分布。对于长寿期堆芯设计,可燃毒物的消耗和燃料燃耗的匹配研究更为重要。利用基于蒙特卡罗方法开发的堆芯燃耗计算程序(MOI)对天然元素、人工核素、可溶硼等多种弥散型可燃毒物进行燃耗特性分析。结果表明锕系可燃核素231Pa、240Pu等弥散型可燃毒物可用于长寿期PWR的设计。     

燃料污垢引发堆芯轴向功率偏移的量化分析研究

压水堆一回路系统产生的氧化腐蚀产物，由于过冷沸腾在燃料棒表面发生沉积产生燃料污垢，冷却剂中的可溶硼也会在其中吸附，进而引发堆芯的轴向功率偏移异常，影响堆芯安全和运行。针对燃料污垢的形貌特征，首先采用蒙特卡罗方法建立燃料污垢层的中子学计算模型，考虑其强中子吸收效应以及空间自屏效应，评价燃料污垢层不同等效模拟方法的计算精度。基于评价结果，确定燃料污垢的模拟方法，并在堆芯核设计程序中予以实现。基于该方法，对设计堆芯的多循环燃料管理方案中，燃料污垢引发的轴向功率偏移进行量化计算分析，结果表明，该堆芯中燃料污垢引发轴向功率偏移的风险较低。     

CNP650压水堆不调硼负荷跟踪可行性研究

海南昌江核电厂等CNP650压水堆采用Mode-A控制模式,该模式采用黑体控制棒,有很好的基负荷运行能力,但负荷跟踪能力相对较差。而对一些具有小电网的国家或地区,负荷跟踪运行能力具有一定的市场需求。不调硼负荷跟踪通过棒控系统自动完成,大大减轻了操纵员负担;负荷跟踪过程基本不需要频繁地调硼操作,允许简化化学和容积控制系统设计,减少了废液处理成本。为此,在CNP650压水堆上进行了不调硼负荷跟踪研究。负荷跟踪过程主要有两个控制任务:一是反应性补偿;二是功率分布控制。根据不调硼负荷跟踪的控制任务,重新进行了控制棒的设计、分组和布置,设置两套独立控制的控制棒组(功率补偿棒组和轴向偏移控制棒组),分别用于堆芯反应性控制和轴向功率分布控制,以实现不调硼负荷跟踪。使用SCIENCE程序包进行典型的12h~3h~6h~3h、100%—50%—100%功率水平的日负荷循环计算来进行不调硼负荷跟踪分析。计算步骤为:进行三维堆芯模型计算;根据三维堆芯模型建立一维堆芯模型;在一维模型基础上,进行模拟计算。完成了海南昌江核电厂平衡循环寿期末典型的日负荷循环不调硼运行分析,模拟计算结果表明在CNP650压水堆上不调硼负荷跟踪运行模式是可行的。     

压水堆燃料组件轴向格架的中子学影响研究

基于先进压水堆燃料管理软件Bamboo-C,分别提出了轴向格架非均匀建模方法和均匀建模方法。采用轴向格架的2种不同建模方法,对福清核电厂M310堆型的燃料组件进行建模分析,通过与堆芯实测数据进行对比,检验2种不同建模方法对临界硼浓度、轴向功率分布及轴向功率偏移的影响。数值结果表明,压水堆燃料组件轴向非均匀建模方法能够显著提高堆芯关键物理参数的计算精度。      

反应堆机组停堆检修后重返满功率运行的堆芯控制策略研究

核电站压水堆(PWR)在寿期末长时间停堆后重返满功率的运行过程中,堆芯控制存在困难,常常不能够安全快速地进入满功率运行。本文通过对影响堆芯控制的各种因素和物理过程进行分析,提出了一套基于临界点状态选择,在升功率期间采用提升功率控制棒和硼浓度稀释相结合的堆芯控制策略,并进行了实际验证。对重返临界点的选择和影响因素的分析直接影响后期操作,是堆芯控制策略的基础。策略对相同状况下的PWR堆芯控制有一定的指导意义。     

百万千瓦级压水堆堆芯氙稳定性分析

由于压水堆堆芯对于总功率振荡具有固有的稳定性,且控制和保护系统对堆芯总功率不稳定提供了保护,因此关于堆芯稳定性的讨论仅限于氙致功率空间振荡(即氙稳定性)以及对径向功率分布和轴向功率分布的影响。本文主要通过三维及一维程序进行多种氙瞬态构造,对轴向氙振荡及径向氙振荡进行分析,以验证百万千瓦级压水堆堆芯在氙振荡方面是固有稳定的或可被控制的。计算结果表明,该堆芯在径向氙振荡方面固有稳定,首循环在轴向振荡方面稳定性较平衡循环略差,但可通过堆芯控制系统进行控制,使堆芯处于一个安全状态,燃料设计限值不被突破。     

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。     

超临界水冷堆MOX燃料组件控制棒特性研究

超临界水冷堆(SCWR)因具有较高的热效率和较强的经济竞争性等优势引起许多国家和地区的广泛关注。MOX燃料即普通燃料UO_2与PuO_2的混合陶瓷燃料替换UO_2会给SCWR堆芯安全带来一定的不确定性。因而MOX燃料组件的反应性控制与普通燃料有较大差异。论文采用MCNP5软件对SCWR采用传统核燃料与MOX燃料组件的控制棒控制性能进行了分析和对比,结果表明:MOX燃料组件中子能谱硬化,控制棒中硼(B)的丰度越大,控制棒直径越大,其控制效果越理想。控制棒对径向功率峰抑制效果明显,而对轴向功率分布影响较小。计算结果对压水堆新型MOX燃料组件控制棒设计有一定参考意义。     

模型预测控制在压水堆堆芯功率控制中的应用

在压水堆核电站中,堆芯功率的自动控制难以实现。将模型预测控制方法应用于压水堆堆芯,以实现堆芯功率的自动控制。堆芯功率自动控制模型的建立是以反应堆堆芯模型和模型预测模型为基础的。反应堆堆芯模型包括中子动力学模型、热工水力学模型和反应性模型,模型预测模型以状态空间形式表述。为评估所设计的基于状态空间的模型预测控制系统的性能,设计了堆芯功率控制仿真实验。模拟结果表明:所设计的控制方法能快速、准确地控制堆芯功率,跟踪负荷变化。     

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。     

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。      

三维六角形组件压水堆堆芯燃料管理计算及程序系统研究

介绍所研制的WWER型压水堆堆芯燃料管理计算程序系统TPFAP-H／CSIM-H，六角形组件均匀化计算程序TPFAP-H是在压水堆正方形组件程序TPFAP的基础上，采用穿透概率法与响应矩阵方法相结合计算六角形组件内中子能谱分布，并考虑六角形栅元特点改造开发而成的CSIM-H是以先进六角形节块扩散程序为基础．参照SIMULATE程序功能而研制的物理-热工水力耦合的三维六角形节块PWR堆芯燃料管理程序两者通过接口程序LINK连接起来，可以考虑燃耗，功率、慢化剂密度变化．控制棒、氙等参数的多种反馈效应对IAEA的WWER-1000型Kalinin核电厂基准问题的校算的结果表明，临界硼浓度、功率和燃耗分布等结果与国际各研究机构的结果吻合良好，偏差均在工程要求之内。     

WWER-1000反应堆中对燃料棒弯曲的考虑

WWER-1000反应堆无论是在俄罗斯还是在国际上都算是比较成熟的堆型，它和西方PWR反应堆都属于压水堆的范畴。但在堆芯设计的理念上，WWER-1000与PWR堆之间又存在着差异。本文结合WWER-1000反应堆的运行实践及其燃料组件的特点，来阐明燃料棒弯曲在WWER-1000反应堆堆芯设计，尤其是在堆芯热工设计中是如何考虑的，并使之与西方PWR的设计特点进行针对性比较，从而来说明WWER-1000燃料组件的性能在整个运行寿期内的适应性。     

先进压水堆铁水反射层组件零功率堆芯硼中毒实验研究

介绍了先进压水堆铁水反射层组件零功率堆芯硼中毒实验的概况．以及全硼水反射层堆芯和3种铁硼水体积比反射层堆芯的实验，给出了实验结果，并对实验结果作了简要分析。通过实验发现，对于具有硼慢化剂的铁硼水反射层堆芯，堆芯具有正的反应性效应。     

秦山核电厂压水堆堆芯功率分布分析

本文简要地讨论了堆芯功率分布分析的目的和意义。详细地分析了影响核电厂压水堆堆芯功率分布的因素,研究了展平功率分布的各种方法。最后得到30万千瓦的秦山电厂堆芯的核功率不均匀系数F_(qq)~N=2.50的核焓升因子F_(△H)~N=1.58。并与国外相近规模核电站PWR的设计功率分布作了比较。     

钠冷驻波堆堆芯概念设计研究

采用自开发程序开展了钠冷驻波堆堆芯概念设计研究,为降低内堆芯功率峰,堆芯采用径向分区设计;为控制径向功率分布,采用由内向外的倒料策略。采用MCNP-ORIGEN耦合程序MCORE开展堆芯物理分析,研究结果表明:约30个倒料循环后堆芯及其各位置燃料组件达到稳态,反应性和增殖系数只随倒料波动;功率和中子注量率主要集中在内堆芯中间区域,呈"M"型分布,功率峰较低;239Pu核密度在内堆芯沿径向从内到外逐渐升高,裂变产物核密度分布与238U核密度分布相反;堆芯平衡循环卸料燃耗约27.6%,最大卸料燃耗达到29.3%。     

AP1000乏燃料贮存格架临界安全分析

基于SCALE6程序包对西屋公司采用燃耗信任制技术的AP1000核电厂乏燃料贮存格架(SFSRs)临界安全分析过程进行了复现,在此基础上结合AP1000核电厂堆芯反应性控制特性,分析了轴向燃耗分布对系统反应性的影响。结果表明,高燃耗下采用机械补偿(MSHIM)轴向燃耗分布计算得到的系统反应性更保守,同时临界安全分析中需考虑吸收体在组件燃耗过程中对反应性的影响,且不应信任可溶硼。     

基于遗传算法的可燃毒物设计优化方法研究

可燃毒物可补偿寿期初过剩反应性及展平功率分布,因此对堆芯燃料组件设计具有重要意义。目前传统的优化设计主要依靠设计者的主观经验及判断,复杂耗时,其设计效率及可靠性急待改进。本文将多目标并行遗传算法应用于压水堆组件毒物选型优化,以反应性控制、功率分布和不同时期燃耗剩余等为目标,对可燃毒物材料类型、含可燃毒物燃料棒排列方式、毒物含量、轴向分层等决策变量进行优化,研究了遗传算法在燃料组件毒物多目标优化设计中的理论模型及实现方法。同时将遗传算法与蒙特卡罗粒子输运方法有机结合,应用到压水堆燃料组件设计中,得到了组件可燃毒物优化方案。针对二维和三维燃耗计算,分别筛选了13和40种优化方案。计算结果表明：Er2O3用作毒物的综合效果最好;Gd2O3、Eu2O3和Sm2O3的应用需结合堆芯方案开展进一步研究;HfO2和Dy2O3不适合用作可燃毒物。该结果与通过人工搜索优化得到的结论基本一致。同时,三维轴向分层可为优化提供更多可选的材料种类方案,以部分毒物的分层布置方式可减小功率峰因子。本文研究为堆芯燃料/毒物设计提供了先进方法及工具。     

压水堆中嬗变99Tc和129I的计算研究

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k_eff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。     

先进船用堆MRX堆芯设计和安全系统

日本已经设计出一种先进船用ＭＲＸ，它能提高安全，并具有结构紧凑，重量轻等特点。ＭＲＸ反应堆为一体化压水堆。采用池式安全壳，内置式控制棒驱动机构和运用自然循环的应急衰变热导出系统。燃料元件的设计基础是先进的压水堆（ＰＷＲ）燃料技术。针对船用堆，堆芯设计满足下列特殊条件：（ａ）在低温情况下，一组具有最大反应性价值的控制棒提出堆芯，不需利用可溶毒物，能够维持反应处于次临界；（ｂ）一组具最大反应性价值的控