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。      

建立核反应堆堆芯燃料组件装填模式的方法

核反应堆堆芯的所有可能装填模式被搜索和优化，以符合设计约束。燃料储备根据粗略反应性级别被分成一些分批(F，O，T)。递归枚举过程确定满足选定的堆芯位置约束的模式，其中，选定的堆芯位置约束可由用户修改以调整搜索空间尺寸。对于满足约束的分批装填模式，分批被分成几个更小的分批(F1，F2，O1，O2，T1，T2)。     

改进的首次堆芯燃料组件布置和实现上述布置的方法

一种改进的初始堆芯燃料布置，用于提高核反应堆的燃料管理效率，且因此提高了经济性。一种实现这种初始堆芯的方法，提供大量具有不同铀-235平均浓缩度的燃料组件，并在初始堆芯布置中排列所述燃料组件，所述布置构造成使其至少在空间反应性分布上仿效公知的均衡循环换料堆芯。初始堆芯中最终的平均浓缩度的范围从下面约1．0％铀-235至约5．0％铀-235。本发明还公开了一种改进的栅格。     

反应堆燃料组件解体技术研究

充分考虑反应堆燃料组件结构特点,提出了一种先翻转、再拆卸下管座、最后拔取燃料棒的解体工艺,并设计了与解体工艺相对应的专用工具。采用集成化的思路,使所有设备均布局在投影面积仅为1.2 m~2的面积以内,既满足了现场安装条件的限制,又保护了乏燃料水池已有设备。采用该技术顺利完成了水下6 m处反应堆燃料组件的解体工作。     

CEFR堆芯燃料组件抗震试验方法研究

为了验证中国实验快堆（CEFR）堆芯燃料组件的抗震性能,保证地震下结构完整性和气密性,必须研究制定兼具代表性和包络性的堆芯组件抗震试验方法。本文基于俄罗斯组件耐振试验方案分析,结合国内试验规范和堆芯实际约束条件,提出了一套新的组件抗震试验方法,并通过分析计算论证新方法的合理性。结果表明：新方法的试验结果是保守的,可保证在相同地震输入下单组件应力、冲击响应基本能包络处于堆芯组件群中的组件响应,新方法要求单根组件分别在刚性台架和柔性台架上依次完成抗震试验。本文结果对快堆堆芯组件的抗震试验研究具有重要指导意义。     

负荷跟踪机械补偿运行策略研究

经济、灵活及与电网匹配的运行控制是先进核电厂的设计目标之一。本文对核电厂典型的控制模式和机械补偿运行控制策略进行了介绍,进一步以机械补偿设计理念为基础,研究分析了其在各种负荷跟踪模式下的运行特性。分析结果表明,采用机械补偿运行策略可实现多种模式下的负荷跟踪运行,并且在绝大部分寿期内可实现URD要求的50%额定功率以上不调硼日间负荷跟踪运行。且在满足功率负荷变化及能量输出需求的前提下,功率峰因子还具有足够的裕量。由此说明机械补偿运行策略可以较大幅度地提升电厂的运行灵活性、经济性以及与电网匹配的适应性。     

MOX燃料组件装入现役M310堆芯对堆芯核设计的影响研究

国际上的MOX燃料技术目前已较为成熟,且已有在压水堆中运行的工程经验。本文对MOX燃料组件的中子学性能进行了分析,对其在我国现役M310堆芯应用的可行性进行了研究,得到了M310堆芯由全部使用UO2燃料组件向使用30%的MOX燃料组件过渡的堆芯燃料管理方案,并对使用MOX燃料组件的堆芯的部分中子学参数进行了初步分析。结果表明:使用30%的MOX燃料组件的堆芯可达到与全UO2堆芯相当的循环长度;堆芯反应性控制能力可满足要求;慢化剂温度系数、Doppler温度系数、Doppler功率系数、氙和钐的动态特性均趋向使堆芯运行更加安全和稳定。本文的研究结果可为MOX燃料在M310堆芯中应用的进一步研究提供参考。     

堆芯燃料组件抗震分析简化模型研究

针对堆芯燃料组件在地震作用下可能发生的结构变形及破坏现象,采用简化方法对燃料组件进行时程分析,计算地震工况下格架所受的碰撞载荷以及应力情况,并将计算值与格架的压塌载荷以及导向管的应力限值进行了比较,从而对堆芯燃料组件的结构完整性进行了评估,为日后堆芯燃料组件结构的抗震性能分析计算提供参考。     

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。      

PWR堆芯燃料组件非线性梁模型研究

为描述燃料组件的非线性特性,采用有限元方法建立燃料组件横向梁模型,并引入迟滞模型,用于模拟燃料组件横向变形时的非线性效应。计算结果表明:该非线性梁模型能够更准确地获得组件的弯曲变形和受力,有助于开展燃料组件事故分析。     

大型压水堆机械补偿控制策略仿真研究

机械补偿（MSHIM）运行的优点之一是实现了堆芯功率和轴向功率偏移（AO）在控制手段方面的部分解耦,但原始控制策略设计并未充分利用该优点。本研究通过理论分析提出了一种新的改进型MSHIM控制策略,同时基于节点反应堆模型开发了MSHIM控制系统仿真平台,并利用该平台对西屋公司原始控制策略、西屋公司Drudy的改进控制策略和本研究提出的改进控制策略进行仿真研究和比对。结果表明,本研究提出的改进型MSHIM控制策略能够显著地提高AO的控制精度,并能减少控制棒的移动,明显地改善了AP1000核电机组的运行效果,可在工程中参考使用。      

小型铅铋冷却快堆堆芯功率控制研究

铅铋冷却快堆多用于海洋、山区等偏远特殊环境的孤网供电,用户特性要求小型铅铋冷却快堆需具有良好的负荷跟踪能力。本文将3种不同的控制方法应用于铅铋冷却快堆堆芯功率控制,通过引入噪声、死区、时滞等环节对控制器的稳定性和设定值跟踪能力进行了测试。结果表明,比例-积分-微分（PID）控制器很难达到较好的控制效果,因此工业应用时往往加入了其他环节以保证PID控制器的稳定性。自抗扰（ADRC）控制器和H∞鲁棒控制器都具有良好的抗噪能力,能够独立地完成较好的控制效果,但良好的抗噪能力要牺牲一定的灵敏性。通过对3种控制器的比较分析表明,由于仿真计算对实际对象进行了简化,在这样的条件下所设计的控制器应选择较为保守的参数。     

基于堆芯线性化模型的液态熔盐堆功率控制研究

液态熔盐堆中熔盐燃料依托主泵驱动在一回路中流动,在流动过程中造成了反应性损失,直接引起堆芯功率变化。考虑到熔盐燃料流动对堆芯功率控制的影响,建立了堆芯非线性模型,并对模型进行线性化处理。基于堆芯线性化模型,采用线性二次型高斯/回路传输（LQG/LTR）技术设计堆芯功率控制系统。以熔盐实验堆为例,开展堆芯反应性扰动控制研究。结果表明,采用堆芯线性化模型和LQG/LTR技术可以实现对液态熔盐堆堆芯功率的控制。      

Decoupling Control of Nonlinear Coupled Core Reactor

This paper concerns the application of the decoupling theory for a nonlinear system to the power control of the coupled core reactor. By using this theory, we can deal with the power change problem, the regulating problem for a system subject to a large perturbation, etc., which cannot be dealt with by the decoupling theory for a linear system.

But, since this theory assumes tacitly that all the states are measurable, the theory can not be applied directly to the nuclear reactor that has nonmeasurable state variables such as the delayed neutron precursor. In this paper, the above difficulty is overcome by introducing the observer theory for a nonlinear system.

The decoupling controller and observer resulted from these theories are applied to the coupled core reactor and the dynamic characteristic of the reactor is simulated by the digital computer. The simulation shows that the reactor power of each core is controlled satisfactorily in decoupling manner.     

钍燃料重水堆堆芯特性研究

现有的CANDU重水堆(简称"重水堆")以天然铀作为燃料,但重水堆由于其独特的堆芯设计,具有较好的燃料灵活性,还可以烧低浓铀、回收铀和钍等燃料。研究现有重水堆改烧钍燃料后对堆芯特性和运行安全的潜在影响。使用DRAGON程序建立了重水堆的无限栅元模型,研究比较了钍燃料和天然铀燃料的重要堆芯特性参数。结果表明,尽管2种燃料下的堆芯特性有所差异,但钍燃料利用实际上有助于提升重水堆的运行安全。     

HTR-ESS的堆芯物理仿真方法研究

为满足高温气冷堆工程模拟仿真系统（HTR-ESS）中实时的要求,研究开发了三维圆柱几何堆芯多群中子时空动力学改进准静态方法模拟计算程序,使中子动力学程序满足模拟过程的实时要求。模型利用拟合公式计算宏观截面,使截面可实时反映堆芯状态,与堆芯热工形成反馈。针对高温气冷堆中控制棒的特点,提出使用等效吸收体的方法对控制棒进行等效,等效方法避免了在计算中出现控制棒移动与网格不匹配的问题。最后给出动态过程的简单模拟结果,显示了建立的堆芯物理实时计算模型满足设计条件和要求。     

广义预测控制在堆芯变功率控制中的应用

针对不同功率水平下稳态中子密度造成的堆芯功率模型非线性问题,将广义预测控制(GPC)应用于堆芯功率控制,实现变工况条件下堆芯功率的自动控制。本文首先基于零功率堆芯模型和温度反馈模型建立堆芯功率模型,基于该模型阶次设计预测时域,并根据系统输入输出数据在GPC校正环节通过带遗忘因子的最小二乘法在线辨识不同功率水平下的模型参数。为验证控制器的鲁棒性,在满功率平稳运行时加入反应性扰动。基于MATLAB平台对控制器的性能进行仿真验证。结果表明,本文所设计的GPC在堆芯变工况运行时能使输出功率快速、准确地跟踪设定值,并能在线辨识不同功率水平的堆芯模型参数,具备一定的抗干扰能力。     

一体化增殖燃烧堆双向递推式倒料方案研究

一体化增殖燃烧堆利用自身的增殖特性,在堆芯内实现核燃料增殖和燃烧的一体化利用。其实现途径之一是将堆芯的燃料布置固定,而增殖燃烧波逐渐移动的行波堆概念,另一种则是通过定期倒料,保持堆芯内燃烧区相对固定的驻波堆。对于驻波堆,需要通过合理的堆芯布置与倒料方案来平衡燃料的燃烧和增殖过程,从而维持堆芯在整个寿期内的稳定运行。提出的双向式堆芯布置与倒料方案中,堆芯中心为燃烧区,燃料组件由内向外依次倒料,而在堆芯外围是增殖区,燃料组件由外向内依次倒料,该方案可以保持堆芯在整个反应堆寿期内具有稳定的功率分布。另外双向递推式堆芯布置与倒料方案最终的组件卸料燃耗是相对均衡的,所有从燃烧区倒出的组件都具有相近的燃耗,一般在30%左右。这使得一体化增殖燃烧堆可以在不进行燃料后处理的条件下,实现铀资源的高效利用。     

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。