可燃毒物布置方式的反应性波动特性研究

不同可燃毒物的布置方式可以控制整个燃耗寿期下的反应性波动并且可以提高燃耗深度。本工作在不同富集度下分析可燃毒物的布置方式对堆芯反应性的影响。并对堆芯k_(eff)在整个燃耗寿期下的变化趋势进行分析。结果表明:1)含可燃毒物B和Gd的堆芯,采用16根可燃毒物棒的布置方式;含可燃毒物Er和Eu的堆芯,采用28根可燃毒物棒的布置方式;含可燃毒物~(231)Pa、~(240)Pu和~(241)Am的堆芯,采用组件燃料棒中均含可燃毒物的布置方式。2)在14%富集度下选用~(240)Pu作为可燃毒物;在40%、70%和97%富集度下选用B作为可燃毒物。     

组件增殖因子与组件参数的定量关系

为确定 NHR- 10钆组件增殖因子与组件参数之间的定量关系 ,采用 TRANP程序进行组件计算 ,并进行分段低阶拟合和不分段高阶拟合 ,给出了组件增殖因子随燃耗变化的拟合曲线。计算结果表明 :可燃毒物排列与组件增殖因子无关。组件增殖因子与富集度、钆毒物质量分数、可燃毒物根数的近似数量关系可以通过分段低阶拟合来表示。分段低阶拟合比不分段高阶拟合具有更高的精度。这些结果为组件设计和燃料循环研究中组件特性描述提供了一种近似的表示方法     

大亚湾核电站首炉装载的遗传算法优化

建立了压水堆堆芯燃料组件布置和可燃毒物配置优化的数学模型,采用基于位置的遗传操作算子,完成遗传算法程序编制,并和先进Green函数节块法程序(NNGFM)构成一个完整的堆芯燃料管理程序。分别以循环长度、功率峰因子和卸料燃耗为目标函数,应用遗传算法对大亚湾核电站首炉装载进行优化。结果表明,在不改变原有的富集度和随机初值情况下,与参考方案相比,各个优化方案都有明显的改善。满功率运行循环长度最大化能延长8d左右,卸料燃耗最大化的出炉燃耗加深0.640GWd.t-1左右,功率峰因子最小化使得功率峰因子从参考值的1.250降低到1.236。     

利用模拟退火算法对200 MW供热堆堆芯核设计的优化

对 2 0 0 MW核供热堆装载模式 (燃料组件布置、可燃毒物棒根数和可燃毒物质量分数配置 )进行了优化。利用模拟退火算法和先进格林函数节块法进行多步燃耗优化计算。引入敏感性系数 ,并通过敏感性分析的方法决定优化参数 ,因此在单目标和多目标优化时均取得了明显的效果。对组件布置和可燃毒物质量分数的优化计算结果表明 ,在不改变原有的富集度和组件类型的前提下 ,与参考值相比 ,优化后的循环长度、功率峰因子和卸料燃耗均有明显的改善。该燃料管理方法不仅可用于低温堆而且也可以推广到压水堆     

压水堆棒状燃料组件弥散型可燃毒物燃耗特性研究

长寿期小型压水堆需要更合适的可燃毒物进行反应性控制来延长堆芯寿期,针对这一需要开展了压水堆棒状燃料组件弥散型可燃毒物燃耗特性研究,从可燃毒物的消耗与燃耗过程匹配的角度出发,选择了B、Gd、Ho、Sm、Dy、Er、Gd、Eu作为研究对象,使用基于确定论的组件计算程序Dragon对这些核素进行燃耗特性研究。计算结果表明可燃毒物Eu、Er适合作为候选可燃毒物开展下一步研究。     

NHR-200 含钆可燃毒物棒性能分析

介绍了２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）采用含钆可燃毒物燃料棒作为中子吸收体的设计考虑，并根据ＮＨＲ－２００燃料组件的设计参数，采用压水堆核电厂燃料元件稳态分析程序ＦＲＡＰＣＯＮ－２，并考虑到含钆芯块物性变化，对原有ＭＡＴＰＲＯ数据库中相应物性作了修改，按不同含钆量对可燃毒物棒进行稳态工况的性能分析比较。分析结果表明，ＮＨＲ－２００含钆可燃毒物棒能很好地满足堆芯设计的要求，并且有较大的安全裕度。     

反转反应堆堆芯组件中子学问题初步研究

针对反转反应堆(inverted pressurized water reactor-简称IPWR)中子学问题,首先构筑了IPWR全尺寸堆芯模型,在该模型的基础上进行了堆芯组件临界计算和中子学相关参数计算,确定了当氢重比为6.5,水棒直径范围为7～12 mm得组件栅元尺寸设计范围.同时通过点燃耗程序分析了不同可燃毒物在组件中均匀分布时,无限增殖系数随燃耗的变化,确定选择Er2O3作为IPWR堆芯可燃毒物.     

核供热堆换料优化设计研究

为了更加充分利用核燃料,在一定的初始燃料富集度和合理地展平功率分布的条件下,达到高燃耗,必须对核供热堆的初装堆芯和换料方式作优化设计,以便实现在给定工况下核燃料循环的最优化和降低燃料成本。叙述了换料优化设计的步骤和倒换料规则,并对低泄漏堆芯和传统的外内装载方式进行了换料优化设计,得到了可供工程设计参考的一种换料优化方案,该方案可提高循环末组件燃耗、降低整个循环过程中的最大功率峰因子。     

长寿期核供热堆堆芯物理设计

长寿期核供热堆 L NHR(long- cycle nuclear heatingreactor)是可用于多种用途的水冷堆 ,可提供不间断的能源。L NHR设计采用富集度 8%的燃料 ,循环寿期达到 2 2 a。堆内去除了调节和补偿用控制棒 ,增加了堆芯内装料空间 ,减小了水铀比 ,使慢化剂温度系数变得更负。组件中加入可燃毒物钆使循环中反应性变化平缓 ,不需要控制棒介入 ,反应性补偿通过调节可溶硼浓度完成。计算表明 L NHR中铀的平均燃耗达到 6 0 MWd/ kg(2 2 a循环寿期中的最大值为74 MWd/ kg) ,各项参数均满足设计要求     

WIMS-SN程序系统对NHR-10堆物理设计的有效性

组件计算是堆物理计算中的一个重要环节.用WIMS-SN系统计算含可燃毒物组件时,出现比较大的误差,不适宜低温供热堆含可燃毒物组件的计算.文中分析其计算过程,改进了该程序系统,使它可应用于含可燃毒物燃料组件计算.研究发现用WIMS棒束模型计算钆棒栅元归并截面时,使用的能谱是无钆燃料区的能谱,因此会带来较大误差.为了避免这种情况发生,在输运计算中必采用多群多区模型.通过与TPFAP程序校算,二者差别较小,说明该程序系统可以应用于低温供热堆的物理设计.     

加速器驱动次临界快堆初装堆芯的功率密度分布展平

为了降低以(U、Pu、Np、Am、Cm)O2为燃料的加速器驱动次临界快堆(ADSFR)堆芯径的功率峰因子,将堆芯精细地分为燃料高、低富集度区.采用耦合散裂中子源的产生(LAHET)、中子输运(MCNP)和核素燃耗(ORIGEN2)等计算程序的COUPLE程序系统进行计算分析.结果显示,在设定的0.97初始临界度下,富集度分割比为1.5时将给出最有利的结果:初始的全堆功率峰因子为1.692;以840 MW的热功率运行过程中,尽管全堆的功率峰因子不断升高,但至300 d时,只达到1.963.堆芯物理设计满足预期要求.     

Fuel Assembly Arrangement Optimization for NHR-200

ＦｕｅｌＡｓｓｅｍｂｌｙＡｒｒａｎｇｅｍｅｎｔＯｐｔｉｍｉｚａｔｉｏｎｆｏｒＮＨＲ－２００ＺｈｏｎｇＷｅｎｆａ（钟文发）；ＳｈａｎＷｅｎｚｈｉ（单文志）；ＬｕｏＲｏｎｇ（罗嵘）（ＩｎｓｔｉｔｕｔｅｏｆＮｕｃｌｅａｒＥｎｅｒｇｙＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙ．Ｔ...     

多循环堆芯燃料管理优化方法

为了更有效地提高核燃料的利用率,降低核反应堆的运行成本,不仅要研究单循环堆芯燃料管理优化问题,还必须研究多循环优化问题。在回顾现有单循环优化方法的基础上,叙述了一种处理多循环优化问题的方法。利用分步决策的优化策略,多循环优化可以分解为一个两步优化问题。第一步简化多循环优化,使用简化的反应堆物理模型对连续多个循环进行计算,获得每个单循环的优化目标。第二步按照第一步得到的目标进行单循环优化,最终得到各循环最优的组件布置。该方法可以达到延长循环工作期,提高卸料燃耗深度,降低功率峰因子等优化目标。     

双排棒组件超临界水堆堆芯方案设计

结合国际上多种超临界水堆堆芯设计方案的优点,提出了一种新的压力容器式低泄漏堆芯设计方案,其特点是,堆芯中采用了双排棒正方形闭式燃料组件和三区低泄漏换料.双排棒燃料组件由两排燃料棒包围一个慢化剂水棒构成,可以使得慢化均匀;三区低泄漏换料可以大大延长堆芯寿期,降低压力容器快中子注量.通过堆芯三维物理热工耦合计算发现,该方案寿期内的最大包壳温度(MCST)为684℃,堆芯寿期为300个有效满功率天,且功率分布平坦.在此基础上,对所有组件进行了更为保守的子通道热工水力计算,得出MCST为685.3℃,进一步表明所提堆芯设计方案在物理热工方面是可行的.     

控制棒史截面效应的处理

核供热反应堆的过剩反应性主要靠十字形控制棒来控制。有不同控制棒史的组件内的燃耗分布不同，相应的组件平均截面也就不同。详细考虑控制棒史的影响是很复杂的，为此提出处理控制棒史的线性插值法。假设组件平均截面仅仅与组件总燃耗和带棒燃耗有关。线性插值法要求作无棒燃耗直接计算、带棒燃耗直接计算及在此基础上进行的两种再启动计算。对供热堆含钆组件做了检验计算。通过与跟踪控制棒史的精确计算方法的比较，表明该方法是一个非常简便而有效的方法。     

球床堆锥底与卸料管对物理特性的影响

描述了具有锥形底和卸料管的球床式高温气冷堆的物理模型，网格划分及燃料球多次通过的模拟计算。通过模型的实例计算，分析了锥底和卸料管对物理参数的影响。对比有、无卸料管和雄底模型的计算结果表明，有效增殖因子、平均燃耗、最大功率密度及堆芯各流道的卸料球燃耗的差别较小。但是，在卸料管和锥底的局部功率分布、中子通量分布和温度分布仅仅在具有卸料管的锥底模型才能得到，这些结果对于进一步热工水力学分析及安全分析有着重要的意义。     

核供热堆燃料组件均匀化参数的计算

组件均匀化参数的计算是核供热堆物理设计及堆芯燃料管理计算的基础。本文介绍的组件均匀化参数计算的处理方法是以先进的燃料组件软件包ＴＰＦＡＰ为基本工具，对于堆内各种类型组件计算少群截面，按Ｇｄ２Ｏ３不同重量百分比、比燃耗、能群等顺序组成参数截面表，再用函数插值法求得全堆燃耗计算所需的截面。实践表明，用该方法处理的参数计算燃耗的结果可满足工程设计精度要求，它对燃料管理及优化设计计算是极为有效的方法。     

HTR-10初装堆芯及过渡过程物理计算分析

选取石墨球与燃料球均匀混合作为１０ＭＷ高温气冷堆（ＨＴＲ－１０）的初始装料方案，利用高温堆物理模拟程序ＶＳＯＰ及二维ＳＮ程序，分析计算了初始装料时ＨＴＲ－１０堆芯进水反应性效应、控制棒及第二停堆系统反应性当量，研究了初装堆向平衡态过渡过程中的临界性、单球最大功率、最大比燃耗等变化情况。结果表明：ＨＴＲ－１０初装堆的进水反应性效应比平衡态小；控制棒及第二停堆系统反应性当量比平衡态的大。但是，初装堆冷态下反应性控制系统当量裕量比平衡态小；过渡过程中有效增殖因数在很小范围内变化，燃料最大比燃耗不超过１００ＧＷｄ／ｔ。