压水堆核电厂换料堆芯装载优化专家系统SEDRIO/INCORE研制

依赖于专家知识建立了大亚湾核电站和秦山第二核电厂换料堆芯装载知识库,在此基础上进行换料堆芯装载方案启发式优化搜索。应用已用于工程设计的二维细网堆芯燃料管理程序系统(INCORE)进行装载方案评价,采用循环长度和堆芯功率峰因子综合指标计算装载方案的价值并评价其优劣程度。用该系统分别对大亚湾核电站二号堆第四循环和秦山第二核电厂第四循环堆芯优化方案搜索计算。结果表明,无论从堆芯径向功率峰因子还是从循环长度指标来看,专家系统SEDRIO/INCORE搜索得到的装载方案都明显优于参考方案。     

CNP1500核电站堆芯燃料管理研究

CNP1500是四环路、轻水慢化和冷却的压水堆核电站,反应堆堆芯由205个AFA-3GXL燃料组件组成,堆芯冷态活性段高度为426.7 cm,等效直径为347.0 cm。反应堆热功率输出为4 250 MW,平均线功率密度为179.5 W/cm。平衡循环堆芯的循环长度为470有效满功率天,各循环堆芯所有状态下的慢化剂温度系数均为负值;各循环热态满功率、无控制棒、平衡氙状态下的核焓升因子FΔH都低于限值;最大卸料组件燃耗小于55 000 MW.d/tU;各循环寿期末停堆裕量满足设计准则;低泄漏堆芯装载降低了反应堆压力容器的辐照损伤,有利于延长压力容器的使用寿命。叙述了CNP1500核电站堆芯燃料管理设计方案及主要计算结果。     

华龙一号“177堆芯”特点分析

华龙一号（HPR1000）压水堆核电厂最显著的技术特征是反应堆采用由177个燃料组件构成的堆芯（简称“177堆芯”）,具有完全的自主知识产权。为深入分析其特点,本文介绍了“177堆芯”的主要技术特征,并在燃料组件及控制棒组件数目方面与157个燃料组件构成的堆芯（简称“157堆芯”）进行了对比分析;对2种典型反应堆堆芯（“177-A堆芯”与“177-B堆芯”）装载方案的异同进行了叙述和评价。结果表明,与“157堆芯”相比,“177堆芯”在安全性和经济性方面更有优势;2种典型堆芯的首循环装载布置各有所长,在可燃毒物选材上,“177-B堆芯”优于“177-A堆芯”。最后,从取消堆芯中央位置控制棒组件、设置堆芯径向金属反射层、实施无中子源启动、分批装载自主化燃料组件以及优化堆芯活性段长度等5个方面给出了HPR1000反应堆堆芯的优化建议。      

压水堆核电厂换料堆芯装载优化专家系统SERION／INCORE研制

依赖于专家知识建立了大亚湾核电站和秦山第二核电厂换料堆芯装载知识库，在此基础上进行换料堆芯装载方案启发式优化搜索。应用已用工程设计的二维细网堆芯燃料管理程序系统（INCORE）进行装转方案评介，采用循环长度和堆芯功率峰因子综合指标计算装载方案的价值并评价其优劣程度，用该系统分别对大亚湾核电站二号堆第四循环和秦山第二核电厂第四循环芯优化方案搜索计算。结果表明，无论从堆芯径向功率峰因子还是从循环长度指标来看，专家系统SEDRION／INCORE搜索得到的装载方案都明显优于参考方案。     

环形燃料的小型堆物理设计

<正>基于具备计算环形燃料能力的压水堆堆芯燃料管理程序CMS开展了装载环形燃料且能满足长寿期换料目标的小型堆物理参数、堆芯布置及燃料管理策略研究,并以此为基础设计了100 MW级小型堆各循环的堆芯装载及换料方案。反应堆经历过渡循环后,至第4循环起堆芯各项物理参     

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。     

压水堆核电站生产放射性同位素堆芯设计研究

对压水堆核电站生产放射性同位素进行了堆芯设计研究。采用钴棒替换阻流塞棒方案，对传统的压水堆阻流塞组件进行改进，在改进后的阻流塞组件压紧部件下对称悬挂24根钴棒，在确保反应堆安全的前提下生产放射性同位素。本文对钴芯块、钴棒节和钴靶件组件的设计进行了详细介绍，分析了钴靶件组件的特性及其对堆芯装载方案设计的影响。结果表明：用压水堆生产钴的放射性同位素在堆芯设计上可行，堆芯各项安全参数满足限值要求，生产的放射源可为核电站带来良好的经济收益。     

CNP1500堆芯燃料管理设计

CNP1500是一个轻水慢化和冷却的四环路压水堆核电站.反应堆堆芯由205个AFA-3GXL燃料组件组成;堆芯冷态活性段高度为426.7cm;等效直径为347.0cm.反应堆热功率输出为4250MW,平均线功率密度为179.5W/cm.计算结果表明,平衡循环堆芯的循环长度为470等效满功率天;各循环堆芯所有状态下的慢化剂温度系数均为负值;各循环热态满功率、无控制棒、平衡氙状态下的核焓升因子F△H都低于限值;最大卸料组件燃耗小于55000MW·d/t(U);各循环寿期末停堆裕量满足设计准则;低泄漏堆芯装载降低了反应堆压力容器的辐照损伤,有利于延长压力容器的使用寿命.本文介绍了四环路压水堆核电站堆芯燃料管理设计方案及主要计算结果.     

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。     

斯洛文尼亚克尔什科核电站使用的模拟机

【英国《国际核工程》2000年8月刊报道】 斯洛文尼亚原子能委员会(CAE)宣布,运抵克尔什科核电站的全规模模拟机可以用于培训。模拟机的软件包括先进的热工水力学模型、反应堆模型、核电站配套子项模型、电气系统模型以及仪器仪表和控制模型。 反应堆堆芯模型是根据CAE彗星模型而建。彗星模型是一个三维全动态模型,实时计算每一节点的通量。在每个时间段内都会解一次中子扩散方程。根据广义等效原理建立的模型完全等同于一个详细的堆芯分析,堆芯分析是运用一个细网离散化来表示堆芯和两个中子能群从而说明能量相关效应的。 克尔什科核电站…     

遗传算法在AC-600堆芯换料优化中的应用研究

对遗传算法在核电厂堆芯换料优化问题中的应用进行了初步研究,提出了新的编码和译码方法.并以AC-600反应堆为例,分别对低泄漏和外-内布置进行了功率峰因子最小和寿期最长的优化方案计算,得到了满意的优化结果.     

小型钠冷快堆装料方案研究

由中国原子能科学研究院设计的小型模块化钠冷快堆(简称M1),热功率为3 MW,作为一种封装核电源,采用模块化设计,在工厂进行装料,然后运输到厂址进行安装。考虑到工厂装料的特殊性和钠活泼的化学性质,采用一种新的装料模式——先装料后充钠。通过MCNP程序模拟计算,结果表明:根据M1的装料原则和核测系统,5批装料方案是合理的,同时充钠过程中堆内两个微型裂变电离室也可监测堆芯keff的变化。最终形成一套完备的小型钠冷快堆工厂装料方案,为其他小堆的装料提供启发和指导意义。     

AP1000核电厂灵活循环燃料管理策略研究及应用

我国核电装机容量逐年稳步扩增,核电厂参与电网调峰愈加频繁,固定的换料周期逐渐难以满足核电厂经济运行的需求。本文基于AP1000核电厂18个月堆芯装载方案,设计了±1个月和±2个月的灵活周期堆芯装载方案,完成方案的安全性限值与燃料经济性评价,开展完整的安全分析。结果表明,堆芯设计满足安全相关验收准则的要求,全面论证了灵活循环燃料管理策略的安全性和可行性。本研究为AP1000核电厂灵活循环周期运行提供了技术支撑,灵活循环周期运行即将在海阳核电厂中工程应用。     

启明星Ⅱ号零功率装置铅堆堆芯首次物理启动

启明星Ⅱ号铅堆堆芯的首次物理启动旨在完成国内首座铅冷快堆零功率装置的装料与达临界,掌握堆芯安全特性。考虑铅堆堆芯使用两种燃料元件,临界元件数量较大,不同区域的中子能谱与燃料元件价值差异大的特点,首次物理启动对启动中子源与中子计数探测器进行了选取与验证,评价了模拟元件对中子的散射与吸收的影响,制定了分区外推的装料方案。按照装料方案,铅堆堆芯完成了装料,安全实现了首次临界,测量了模拟元件、燃料元件、安全棒和调节棒反应性。本文工作为后续实验运行提供了重要的实验参数与临界装载方案。     

浮动核电厂反应堆供电系统分析

The safety of the floating nuclear power plant is closely related to the merits of the reactor power supply system. In order to improve the safety factor of floating nuclear power plant, it is necessary to analyze the reactor power supply system. In this paper, the configuration of the reactor power supply system of the floating nuclear power plant is analyzed, and the auxiliary power system and nuclear emergency power system under two schemes are compared. The results show that the optimized scheme 2 is better than scheme 1 in reliability and safety, and scheme 2 is more economical. The optimization scheme proposed in this paper can provide a direction for the design of the reactor power supply system of the subsequent nuclear powered ships and has a strong reference significance.     

浮动核电厂反应堆供电系统分析

浮动核电厂的安全性与反应堆供电系统的优劣紧密相连，为提高浮动核电厂的安全系数，需对反应堆供电系统进行分析。本文结合反应堆供电系统设计的要点，分析浮动核电厂反应堆供电系统的配置，对比了2种方案下的辅助电力系统和核应急电力系统。结果表明，优化后的方案2在可靠性和安全性方面都较方案1更优，且方案2也更为经济。本文提出的优化方案可为后续核动力船舶反应堆供电系统的设计提供参考和借鉴。      

CPWR640堆芯核设计

中国６００ＭＷ核电机组ＣＰＷＲ６４０先进反应堆的特点是采用先进燃料组件,低功率密度堆芯,长循环低泄漏燃料管理方式,由钆可燃毒物补偿堆芯后备反应性,本文介绍了ＣＰＷＲ６４０反应堆的核设计准则,堆芯特性与主要参数,并给出了堆芯核设计的主要计算机程序,计算结果及分析。     

海上浮动堆燃料组件进入堆芯仿真分析

与陆上核电厂不同，海上浮动堆换料操作会受海浪环境的影响，因此对换料操作工艺和设备提出了新要求。本文选取海洋核动力平台的海上换料方案，对燃料组件在摇摆工况进入堆芯过程进行了仿真分析。分析结果表明，引入万向节的燃料组件进入堆芯过程中，燃料组件满足强度设计要求。