CSR150反应性控制研究

超临界水冷技术示范堆(CSR150)借鉴了中国超临界水冷堆(CSR1000)的反应性控制方式，依靠可燃毒物及控制棒进行反应性控制。本文在优选Er₂O₃作为可燃毒物的基础上，提出采用富集167Er的设计方式，以降低寿期末Er₂O₃带来的反应性惩罚。对CSR150的控制棒设计进行研究，提出控制棒分区设计方案，采用富集硼作为安全棒吸收体材料，提升堆芯反应性控制能力。通过对堆芯关键设计参数进行分析评价可知，本文提出的反应性控制方案满足CSR150设计要求。     

超临界水冷堆可燃毒物设计与分析

在超临界水冷堆中,为了减少控制棒的使用,采用加入可燃毒物的方式控制初始剩余反应性。目前广泛采用的是稀土氧化物弥散在燃料中的整体型可燃毒物设计。通过对比4种常用的稀土氧化物,选择Er₂O₃作为可燃毒物材料。分析了不同可燃毒物布置方案对组件性能的影响,在不同可燃毒物含量下对组件安全性进行了评价。分析了可燃毒物对堆芯性能的影响,发现加入可燃毒物有利于降低堆芯径向功率峰,但会增大轴向功率峰并使其往堆芯顶部偏移。通过对该现象的分析,提出了降低堆芯底部温度和增大轴向富集度梯度的改进措施。计算结果表明,优化后的堆芯轴向功率峰明显降低,从而降低了最大包壳温度。     

混合能谱超临界水冷堆反应性引入事故安全分析

本文研究了混合能谱超临界水冷堆(SCWR-M)在发生控制棒失控提升事故和弹棒事故这两类反应性引入事故后的反应堆系统响应。首先利用修改的可用于超临界条件下的系统程序RELAP5对混合能谱超临界水冷堆进行系统建模,并计算分析在功率运行工况下事故过程中功率、流量及包壳温度等重要参数的变化趋势,最后对反应性参数如控制棒价值、控制棒抽出速率和负反馈系数进行了参数效应分析。结果表明,在设计工况下混合能谱超临界水冷堆系统可有效地将衰变热导出堆芯,保证了燃料棒的完整性。另外,反应性参数对控制棒失控提升事故的安全性影响不大,但对弹棒事故的包壳峰值温度影响很大,过于保守的反应性参数估计会使安全裕量大为减小。     

改进双排棒组件超临界水堆堆芯设计

为了提升堆芯性能,本文对现有的双排棒组件设计及堆芯设计方案进行了优化,并利用超临界核热耦合计算平台评估了优化后的方案。在组件设计中,为了减少寿期末堆芯中可燃毒物残余,优化了组件中可燃毒物棒的位置及可燃毒物含量。在堆芯设计中,为了延长堆芯寿期、降低包壳温度,对堆芯给水分配方案、换料方案及控制棒方案进行了一系列的优化。耦合计算结果表明,改进后的堆芯设计方案满足设计准则,堆芯寿期、卸料燃耗和包壳温度等参数均优于原方案。     

百万千瓦级压水堆核电站长燃耗堆芯钆可燃毒物优化研究

对百万千瓦级参考核电站长燃耗堆芯（１８个月换料）采用的可燃毒物（钆）含量与堆芯燃料管理主要结果进行了分析研究。该研究采用先进的燃料管理程序系统,对不同可燃毒物含量和不同可燃毒物棒根数的燃料组件进行了计算,给出了组件无限增殖因子（ｋｉｎｆ）随燃耗的变化关系,据此对参考堆芯采用相同的装载进行了４种方案燃料管理计算。计算结果表明,对于堆芯燃料管理,采用低可燃毒物含量、含可燃毒物棒数多的装载方案明显优于高可燃毒物含量、含可燃毒物棒少的堆芯装载方案。     

超临界水冷堆燃料组件及堆芯方案简化设计研究

为解决超临界水冷堆中子慢化不足的问题,采用在燃料组件中设置“水棒”或者加入固体慢化剂的设计方法,同时堆芯冷却剂采用多流程流动方案,导致燃料组件和堆芯结构复杂化,并向堆内引入较多强中子吸收结构材料。因而基于CSR1000研究结果,开展了简化超临界水冷堆燃料组件及堆芯结构设计。研究结果有效简化了超临界水冷堆燃料组件和堆芯结构。      

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。     

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。     

超临界水冷堆CSR150概念设计

超临界水冷堆（SCWR）是第IV代核能系统候选堆芯之一。在中国核动力研究设计院提出的中国超临界水冷堆（CSR1000）概念设计方案的基础上，提出了超临界技术示范堆（CSR150）概念设计方案。本文开展了CSR150堆芯设计研究，堆芯采用45盒燃料组件设计，通过燃料富集度分区及双流程冷却剂流动方案设计，提升冷却剂出口温度并降低燃料包壳温度。研究分析表明，本文方案中功率分布、燃料包壳温度等关键参数满足CSR150设计目标和设计准则要求。     

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。