气冷快堆燃料组件设计及中子学特性分析

气冷快堆兼具高温气冷堆的经济性和快堆的可持续性等优点,在四代堆型中具有独特的技术优势。为了适应气冷快堆高温、高中子通量的堆芯环境,本文基于耐事故燃料模型,提出了一种块状气冷快堆燃料组件设计方案,并对该组件中铀钚混合燃料中的钚含量、冷却孔道的直径及数量、栅距比、包壳及组件盒厚度等物理参数对中子学特性的影响规律开展了敏感性分析研究。分析结果表明：在研究的6个参数中,钚含量和栅距比对组件的中子学特性影响最大,冷却孔道数量主要影响组件内的功率分布,其余参数对组件中子学特性几乎无影响。最后针对块状燃料组件低冷却剂份额的特点,利用单通道模型进行组件内的温度分布计算,给出了热工限值对组件参数的要求。     

基于COMSOL Multiphysics的中子扩散问题求解以及气冷微堆应用分析

基于三维有限元程序COMSOL Multiphysics的“系数形式偏微分方程接口”开发了中子扩散方程的求解模型,利用COMSOL Multiphysics的特征值和瞬态求解器分别对稳态和瞬态中子扩散方程进行了求解。通过与二维的2D-TWIGL基准题(包括稳态和瞬态工况)以及三维的3D IAEA PWR基准题的计算结果进行对比,验证了所开发中子扩散方程求解模型的正确性。针对气冷微堆堆芯进行建模,采用蒙特卡罗程序RMC生成双群和25群的群常数,利用该中子扩散求解模型开展了气冷微堆堆芯临界计算,结果分别与连续能量和多群蒙特卡罗计算参考值进行对比。结果表明：得到的有效增殖因数以及三维功率分布总体上能与对应的多群蒙特卡罗参考值较好吻合。与连续能量蒙特卡罗参考值相比,采用25能群的结果较双群划分方式更为准确。对于气冷微堆堆型,能群结构划分方式对结果精度的影响显著。采用精细能群划分能改善计算精度,但会使得求解所需资源和时间大幅上升。     

微堆循环中子活化分析自动控制装置的研制

本装置与Ｂ型跑兔控制台及用于活化分析的微机相连,能够自动完成循环中子活化分析的时间和过程控制。通过与微机通信来设置参数,并能自动计时、状态显示。尤其适用于批量样品的循环中子活化分析,不仅可提高其测量精确度,而且可显著提高工作效率。     

小型模块化超级安全气冷堆中子学特性研究

为分析小型模块化超级安全气冷堆堆芯中子学特性,建立六棱柱燃料组件模型,利用蒙特卡罗程序和ORIGEN程序的耦合计算,研究TRISO颗粒致密度、燃料富集度、TRISO颗粒大小、栅距比、TRISO颗粒包层厚度和燃料棒直径等物理参数对寿期等特性的影响。研究结果表明,寿期长度随着燃料富集度、栅距比的增大而单调增大;燃料棒直径、TRISO颗粒致密度、TRISO颗粒尺寸大小对寿期长度也有一定的影响;TRISO颗粒包层厚度对寿期长度的影响很小。基于该结果,初步设计出小型模块化超级安全气冷堆的堆芯装载方案,其寿期满足20 a不换料的寿期长度要求。      

等效天然铀燃料中子学性能分析

采用10种回收铀（RU）和贫铀（DU）成分情形,根据等效天然铀（NUE）燃料混合比计算程序ALPHA算得配成NUE燃料的混合比。以标准CANDU 6栅元结构为载体,采用WIMS程序,通过比较NUE燃料与天然铀（NU）燃料的中子学性能参数,以及NUE燃料入堆示范验证试验中实际入堆的燃料信息,对NUE燃料与NU燃料的中子学性能等效性进行了论证分析。研究表明,与NU燃料相比,各种情形下NUE燃料在无限增殖系数、卸料燃耗、冷却剂空泡反应性以及燃料温度效应等中子学性能参数上吻合较好,NUE燃料与NU燃料具备较好的中子学等效性,可应用于重水堆核电站,实现回收铀的有效利用。     

事故容错燃料UO2-BeO应用于压水堆燃料组件的中子学分析

本文基于中子学角度对典型压水堆中的事故容错燃料UO₂-BeO设计进行分析。选取西屋公司的2D燃料组件问题,使用组件计算程序ALPHA对不同体积分数BeO的燃料进行计算。临界及燃耗计算结果表明：在燃料中加入BeO,一方面由于中子吸收,导致反应性惩罚;另一方面由于BeO的慢化作用,导致反应性补偿,两个相反影响相互竞争共同决定UO₂-BeO燃料带来的综合效应。由反应性匹配基准可知,适量增加²³⁵U富集度对维持反应堆整个运行循环的反应性平衡十分必要,其中基准1相对于基准2和3需对燃料富集度进行较大调整才可满足寿期末得到的k_inf与参考组件一致。由反应性扰动分析结果可知,当燃料中加入BeO后,燃料温度系数随BeO体积分数的变化基本保持恒定,慢化剂温度系数降低,空泡系数增高。     

基于FCM燃料的商业压水堆中子学分析

全陶瓷微封装(Fully Ceramic Microencapsulated,FCM)燃料是一种将三结构同向性型(Tri-structural isotropic,TRISO)燃料颗粒弥散于SiC基质的先进燃料,具有良好的包容裂变产物的能力,能有效地改善核燃料在严重事故下保持结构完整性的能力,有利于降低核电站发生大量放射性物质泄漏的风险,是耐事故燃料(Accident Tolerant Fuel,ATF)的主要研究方向之一。与传统UO_2陶瓷芯块燃料相比,FCM燃料的U装量较少,且燃料基体采用SiC,慢化能力较好,可能导致FCM燃料应用于商业压水堆时寿期初慢化剂温度系数为正,不能满足堆芯的固有安全性。本文以标准AFA3G 17×17栅格形式的UO_2-Zr合金燃料组件为参照对象,采用中核集团自主研发的NESTOR软件,分析了17×17和13×13两种栅格形式的FCM燃料(UN核芯)组件的中子学特性,评价了由13×13栅格形式的FCM燃料(UN核芯)组成反应堆堆芯的总体物理特性。研究表明:含钆可燃毒物的13×13栅格形式的FCM燃料(UN核芯)组件可满足欠慢化要求,13×13栅格形式的FCM燃料(UN核芯)用于大型商业压水堆堆芯的慢化剂温度系数可以为负,首循环堆芯可达到与参照堆芯接近的燃耗深度与循环长度,能初步满足商业压水堆堆芯的固有安全性和经济性的要求。     

空间气冷堆堆芯初步物理特性分析

为满足未来空间探测活动的大功率用电及轻质量载荷需求,以美国、俄罗斯空间气冷反应堆方案为基础,提出一个亚MW级空间气冷堆堆芯初步设计方案,并使用蒙特卡罗程序对该方案进行堆芯物理计算与分析,给出几种典型工况下的堆芯反应性以及中子分布特征。计算结果表明,该设计方案可满足反应堆的安全性要求,能实现紧急停堆,并可保证在堆芯被水淹没等设计基准事故条件下维持反应堆次临界,确保反应堆安全。此外,通过在堆芯局部燃料棒中添加热中子吸收材料,对堆芯径向功率分布进行优化,以展平径向功率分布。     

微堆燃料低浓化可行性初步研究

微型反应堆（MNSR）是我国自主研究、开发、设计、建造的低功率研究性反应堆，采用的燃料是^235U富集度为90％的高浓度铀铝合金燃料。我国的第1座微型反应堆建成于1984年，随后在国内建有3座，国外建有5座商用微堆，其中，加纳、叙利亚和尼日利亚3座商用微堆是通过IAEA推广的。     

改进型微堆初步设计研究

为扩展微型反应堆（微堆）的应用,利用MCNP4C程序对改进型微堆进行初步设计研究。在微堆堆芯水平方向一侧增加了热中子束流装置,引出1条水平热中子束流,用于瞬发中子活化分析、硼中子俘获治疗及其它中子实验。束流装置由石墨瓦、石墨慢化层、γ吸收层（铋）、束流准直器（中间为空气锥,周围为铅及含硼聚乙烯屏蔽层）等组成。几何结构示于图1。     

混合堆增殖乏燃料组件中子学特性初步研究

本文主要对聚变-裂变混合堆增殖乏燃料在压水堆组件中使用的可能性进行了初步研究。根据聚变 裂变混合堆增殖乏燃料的特点,给出了的聚变-裂变混合堆增殖乏燃料压水堆组件设计方案,分析组件的燃料温度系数、慢化剂温度系数等参数。结果表明：聚变 裂变混合堆乏燃料组件的特性与全铀组件的特性相似。在相同的易裂变同位素质量百分比情况下,本文给出的组件设计方案的功率不均匀系数更小。研究结果可为未来实现聚变 裂变混合堆和压水堆联合循环系统提供技术支持。     

高温气冷堆UO_2燃料芯核振动分选设备

介绍了高温气冷堆UO2燃料芯核振动分选设备的结构,并对设备的工作原理进行了分析,同时指出了影响分选效果的几个因素。设备运行结果表明:分选设备性能达到了预期设计要求。     

高温气冷堆燃料球轨迹CT检测仿真研究与分析

为进一步研究高温气冷堆球流运动,清华大学核能与新能源技术研究院按照1∶5的比例,搭建10 MW高温气冷堆（HTR-10）三维模拟实验台架,采用多层螺旋CT研究燃料球在模拟堆芯中的运动规律,仿真燃料球为外观、质量一致的普通球和目标球。本文对CT球流检测过程进行了仿真,模拟了堆芯中目标球在不同时刻、不同位置的CT重建图像,对图像进行分析,寻找目标球并确定其横向坐标（x,y）和纵向坐标（z）。针对多目标球情况,建立了目标球匹配准则,匹配目标球用不同颜色（c）进行标识,最终完整还原了目标球的五维（x,y,z,t,c）历史运动轨迹信息并动态重现,本文对研究分析高温堆燃料球的行为特征具有重要的参考价值。     

10 MW高温气冷实验堆燃料元件装卸系统研制

根据国际上类似系统的设计和运行经验，彻底改进了10MW高温气冷实验堆(HTR-10)燃料元件装卸系统的单列器、碎球分离器、提升器、控制系统，以使系统变得更为简单、可靠。改进后的设备均在全尺寸实验装置上进行过试验。系统的调试试验和初装料运行表明：该系统的性能满足HTR-10的要求。     

等效天然铀入堆辐照试验中子学性能分析

本文基于重水堆堆芯核设计程序系统,计算分析了装入等效天然铀（NUE）燃料的试验堆芯的中子学性能。对选择两个燃料通道进行入堆试验的方案进行了论证分析,通过与相应的设计限值以及全天然铀（NU）燃料堆芯中子学性能的比较,检验了实际入堆NUE燃料的中子学等效性。研究表明,实际入堆NUE燃料满足燃料的等效性要求,两个NUE燃料通道入堆试验方案从核设计角度是可行的,堆芯安全性不受影响。     

高温气冷堆燃料元件固有循环安全特性的研究

介绍了高温气冷堆TRISO型的包覆燃料颗粒及球形燃料元件的结构特点及其安全原理.高温气冷堆具有低功率密度特点和负温度反应性特点,其与球形燃料元件有安全循环关系,实现了高温气冷堆固有循环安全特性.     

超临界水冷堆环形燃料组件核热耦合分析

在超临界水冷堆预概念设计中,组件设计是十分重要的,将影响堆芯性能。超临界水冷堆中水密度变化剧烈的特性要求必须进行核热耦合分析。从中子学及热工性能角度,使用三维核热耦合程序对环形燃料组件进行了优化设计。应用中子学计算程序FENNEL-N对环形燃料组件进行三维扩散计算,可得到组件内单棒功率分布,应用热工计算程序SUBSC对组件进行子通道分析。在计算过程中,分析了燃料棒间距及燃料棒与组件壁盒之间的间隙对组件性能的影响。计算结果显示,增大棒间距和棒壁间隙能提高组件k_inf,但会增大组件内功率峰因子;子通道受热不均匀性对组件热工性能影响较大,通过加入定位格架的方式能展平冷却剂出口温度,降低最大包壳温度。对环形燃料组件的安全分析表明,从中子学角度该组件是安全的。     

10 MW高温气冷实验堆过球计数信号实时处理方法

研究了基于10MW高温气冷实验堆过球计数系统的过球计数信号实时处理方法。该方法采用了相对幅值的信号峰提取技术，消除了绝对幅值变化带来的不利影响，准确性高，处理速度快。滤波算法除了可加快信号峰的提取速度外，还能消除噪声干扰，并自适应地确定无球通过时的参考电平，解决了信号的零点偏移问题。该方法在信号采集的同时实现信号连续处理，且支持强大的并行运算，可同时处理多个信号通道。     

次临界能源堆包层中子学概念研究

介绍了次临界能源堆包层中子学概念研究进展。采用MCNP与ORIGENS耦合的输运燃耗程序MCORGS开展研究。利用一维模型改进了产氚区和屏蔽区的设计。产氚区采用多区分层布置,降低水对中子的吸收,大幅减少了Li₄SiO₄的用量。屏蔽区采用铁和水多区分层布置,包层泄漏中子数为10^-4量级,超导线圈沉积热小于60 kW,28 a内中子注量小于10²²m^-2。针对不同的铀水体积比（R_V）,探讨了相应的后处理策略。随着R_V的减小,需去除的裂变产物相应增加。建议采用R_V=2的物理设计,平常只需作燃料重整,每隔几十年作1次高温干法去除沸点在3 600 K以下的裂变产物即可。最后,参考国际热核实验堆几何结构,建立三维包层模型,进行了初步研究。