华龙一号燃料组件错装载事故计算分析王昆鹏,

本文基于华龙一号的堆芯设计参数,采用SCIENCE V2程序进行了堆芯装载方案的建模,同时计算分析了富集度相同的燃料组件、富集度不同的燃料组件两种类型共计20个燃料错装载的方案。计算结果表明,华龙一号堆芯燃料管理设计的各种错装载方案中,大多数在做启动物理试验的堆芯功率分布测量时能被发现,重新检查装料方案并更正,即可排除事故;未被发现的错装载方案中,绝大多数的F_ΔH仍满足设计限值,不影响核电厂的运行安全;仅有个别的错装载方案,未被发现且F_ΔH超过设计限值,但在正常运行工况下,满足相应的安全限制准则,且安全裕量较大。     

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。     

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。     

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.     

NHR-10堆芯的改进设计

介绍了 NHR- 10组件内钆可燃毒物配置、堆芯燃料组件布置和换料方案的改进设计。通过调整钆可燃毒物根数和质量分数来改善堆芯有效增殖因子 (Keff)随燃耗变化的特性 ,采用堆芯燃料组件非均匀布置来降低堆芯功率峰因子(Fxyz) ,采用 1/ 2换料方案使得每炉换料周期比较接近 ,并给出了改进设计结果。TRANP和 NNGFM程序计算结果表明 :改进设计后 ,Fxyz从 2 .997降到 2 .2 2 1,运行中的最大Keff从 1.0 5 6降到 1.0 37,Keff随燃耗的变化特性得到了很大改善 ,换料周期除第一个周期为 2 2 5 0 d外 ,后面的周期稳定在 175 0 d,更加符合工程需要。     

改进型快谱超临界水冷堆子通道CFD数值模拟

改进型快谱超临界水冷堆(SCFR-M)具有紧凑的堆芯设计,堆芯内采用增殖组件与点火组件混合排布.增殖组件采用内冷式的圆形冷却剂通道,点火组件则采用典型三角形通道.本文基于CFD软件FLUENT采用流固共轭传热方式,分别对SCFRM两种冷却剂通道内流动状态进行数值模拟计算,研究了稳态工况下SCFR-M堆芯设计的热工水力特性,计算结果表明:两种子通道中包壳表面温度均小于650℃、燃料芯块中心线温度均小于1900℃,且流致振动程度在可接受范围内,符合安全设计限值.     

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.     

改进Flower型超临界水冷快堆负空泡反应性初步分析设计

超临界水冷快堆结构简化,堆芯功率密度高并且不存在沸腾危机,是一种比较有前途的先进核能系统.但潜在的正空泡反应性系数是需要认真考虑的安全问题.本文建立了改进Flower型超临界水冷快堆堆芯模型,并通过对堆芯分区布置,冷却剂密度分层、MOX燃料合理设计、燃料富集度轴向分层布置,blanket组件盒厚度增加及内部通道采用贫铀冷却的方案,获得了负的空泡反应性系数,初步达到了堆芯的安全设计要求.     

基于CFD方法的氟盐冷却高温堆安全限值研究

氟盐冷却高温堆（FHR）是近年提出的一种新概念反应堆,继承了第四代反应堆和压水堆的技术特点,具有较高的经济性和安全性。本文以上海应用物理研究所设计的球床FHR（PB-FHR）为研究对象,采用CFD方法,建立了堆芯多孔介质模型,考虑了因燃料球堆积对冷却剂流动所产生的阻力作用,开展了PB-FHR热工水力安全限值研究,获得了两种不同工况下,满足堆芯入口温度、堆芯出口温度、冷却剂最高温度和燃料球中心最高温度限制的安全运行区间。研究对于PB-FHR的设计优化以及安全评审具有借鉴意义。     

基于计算流体动力学方法的氟盐冷却高温堆安全限值分析

氟盐冷却高温堆(FHR)是近年提出的一种新概念反应堆,继承了第四代反应堆和压水堆的技术特点,具有较高的经济性和安全性。以上海应用物理研究所设计的球床FHR(PB-FHR)为研究对象,采用CFD方法,建立了堆芯多孔介质模型,考虑了因燃料球堆积对冷却剂流动所产生的阻力作用,开展了PB-FHR热工水力安全限值研究,获得了两种不同工况下,满足堆芯入口温度、堆芯出口温度、冷却剂最高温度和燃料球中心最高温度限制的安全运行区间。研究对于PB-FHR的设计优化以及安全评审具有借鉴意义。     

定位检测破损燃料组件的堆芯啜吸法

破损燃料组件定位检测系统是为了确保反应堆安全运行、及时处理燃料包壳破损事故的安全重要设备.根据目前国际上对有元件盒反应堆采用的堆芯啜吸法,即在反应堆换料期间或发生燃料包壳破损事故时,停堆后直接从仍在堆芯位置的元件盒中取样,进行放射性测量和分析,从而鉴别出有破损的燃料组件的方法,作者设计了200MW低温核供热堆破损燃料组件定位检测系统.该设计既有国际同类设备的先进水平,又结合了低温核供热堆的特点和我国国情,保证了200MW低温核供热堆的安全.     

MCNP程序在CARR物理启动计算中的应用

 中国先进研究堆(CARR)既没有参考堆,也不进行零功率物理模拟实验,其物理启动工作完全以理论分析结果为依据,这在国内大型研究堆的启动中尚属首次。CARR堆芯结构复杂,启动过程中堆内标准燃料组件、跟随体燃料组件和贫铀组件混装,堆芯装载变化大,大部分基于扩散理论的物理计算程序较难完成CARR物理启动的理论分析工作。选用MCNP程序对CARR物理启动的各项实验进行模拟计算,该程序强大的几何描述功能很好地解决了上述难点。得到的计算结果为CARR物理启动工作提供了重要依据和参考,保证了CARR物理启动工作的安全顺利进行,实验结果表明,MCNP的计算结果准确可信,该程序在CARR物理启动工作中的应用是成功的。     

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     

低浓化医院中子照射器（IHNI-1）堆芯的物理方案设计

采用蒙特卡罗程序MCNP/4B模拟计算了功率为30 kW的低浓化医院中子照射器的堆芯物理参数,设计了合理的堆芯布置方案、235U富集度、控制棒价值、后备反应性和停堆深度,得到固有安全性较高、寿期达10年且无需换料、采用低浓化UO2燃料的医院中子照射器的堆芯物理设计方案,为后续反应堆工程设计以及硼中子俘获治疗肿瘤用中子束的设计提供理论依据。     

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     

遗传算法在堆芯燃料管理装载模式优化中的应用

从堆芯燃料管理装载模式 (L P)优化中的非确定多项式 (NP)特征和全局寻优要求 ,探讨了遗传算法在 L P优化中的应用。结合 L P优化和遗传算法特点 ,建立了 L P优化的数学模型的矩阵表示。为了解决组件矩阵的有效性问题 ,对组件矩阵进行基于位置的遗传操作 ;考虑到可燃毒物数目的独立性 ,对可燃毒物矩阵进行随机遗传操作 ;对旋向矩阵进行经典遗传操作。类比旅行商问题 ,完成了 L P优化遗传算法编码和解码。并可与相应的堆物理计算程序构成一个完整的堆芯燃料管理程序。     

板型燃料组件池式反应堆堆芯流量分配

为优化板型燃料组件池式反应堆设计 ,采用商用流体力学计算程序 CFX5对堆内流场进行了数值模拟。数值计算结果表明 :堆芯流量分配比较均匀 ,位于堆芯中央组件的流量较大 ,而位于堆芯边缘组件的流量较小。安装围桶的堆进出口差压与没有围桶的堆进出口差压很接近 ,随着堆入口流量增大 ,堆芯各组件流量与组件平均流量的最大误差和最小误差变化很小。安装围桶的堆芯流量分配情况与没有围桶的堆芯流量分配情况近似 ,安装围桶不能有效改善堆芯各组件的流量分配     

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。     

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平衡态运行方式研究

为了使１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）运行在安全、经济的状态下，研究了５次通过、８次通过和１０次通过三种运行方式下平衡态ＨＴＲ－１０堆芯的特性，利用高温气冷堆物理设计程序 ＶＳＯＰ对所选方案进行分析计算。结论表明：在最大燃耗不超过１０１ ＧＷｄ／ｔ的条件下，增大燃料球通过堆芯的次数并缩短每次通过堆芯所需的时间，将会使乏燃料平均燃耗提高，使ＨＴＲ－１０的燃料得到更有效的利用。