HTR-10各运行阶段控制棒反应性当量计算

介绍了10 MW高温气冷反应堆(HTR-10)位于反射层中的控制棒反应性当量的计算方法.用GAM和THERMOS程序分别产生堆芯、反射层、含硼碳砖及控制棒组成材料的超热群和热群截面.用二维离散纵标法程序SN2D在(r,θ)坐标系下作详细控制棒结构的模型计算,该模型包括堆芯、反射层及反射层外的含硼碳砖,控制棒位于反射层中.含硼碳砖的外表面为自由边界,以考虑反射层中的中子泄漏谱.按通量权重归并控制棒区(包括控制棒、空隙及石墨反射层的整个圆环)的均匀化截面.全堆有控制棒和无控制棒情况下的Keff本征值,是由有限差分程序CITATION在(r,z)坐标系下计算出的,并由此得到控制棒的反应性当量.文中给出了HTR-10各运行阶段(包括初装堆、过渡过程中期和后期、平衡换料等时期)的控制棒的反应性当量.初装堆控制棒的反应性积分与微分当量也在文中给出.     

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。     

简化沸水堆(SSBWR-200)的热工设计和事故分析

设计开发了新一代小型先进简化沸水堆— SSBWR-2 0 0。采用全功率自然循环、较低的功率密度、堆芯以上更大的冷却剂装量、新型的水力学控制棒传动系统、非能动余热载出系统以及取消堆芯紧急冷却系统、安全壳冷却及喷淋系统等先进设计。通过引入反应性扰动以及对 6种典型事故的计算分析 ,结果表明 :SSBWR- 2 0 0具有良好的稳定性和安全性 ,可以应用于热电联供、区域供热、海水淡化等多种目的     

以镍氨离子诱导的氧化煤基沥青凝胶制备多孔炭的研究

煤焦油沥青是制备多孔炭材料的一种重要原料,具有高碳含量和低成本的优点。通过用浓硫酸/硝酸氧化煤沥青制备出氧化沥青(Pitch Oxide,简称PO),并利用PO的水溶性,引入镍氨,使二者发生静电作用形成凝胶。在干燥和碳化过程中,镍氨充当模板。经过碳化和KOH活化后,由PO和镍氨凝胶所制备的多孔炭(PC)具有较高的比表面积和较大的孔体积,优化后的PC比表面积可达到1 871.2 m~2/g,孔体积可达到1.17 cm~3/g。在6.0 mol/L KOH电解质中,优化后PC的电容(C_s)在电流密度为0.25 A/g时可达到248.1 F/g。其组装的对称电容器在62.5 W/kg的功率密度下,能量密度可达到8.61 Wh/kg,并具有良好的循环稳定性(10 000次循环后C_s保持86.1%)。     

反应性温度系数的计算方法

为了精确地计算反应性温度系数，采用动态规划的方法，求出了燃耗过程中控制棒的临界棒位。利用组件计算软件包ＴＰＦＡＰ，计算慢化剂（或燃料）在不同温度下组件的宏观截面。用节块格林函数法，求解三维中子扩散方程，求得慢化剂（或燃料）反应性温度系数。对于２００ＭＷ核供热堆在临界棒位下，作了三维反应性温度系数的计算，并与二维计算结果作了比较。结果表明，慢化剂温度系数的大小和控制棒插入有密切关系。二维无控制棒时计算的反应性温度系数比较接近三维带控制棒的计算结果，并且二维无控制棒的计算结果是一个保守的估值。     

一体化水堆内置式控制棒水压驱动技术研究

安全性和经济性满足较小功率用户需求的小型核反应堆为近年来的研究热点,一体化布置水冷反应堆为小型核反应堆的主要堆型之一。核反应堆控制棒驱动机构是反应堆最关键的安全设备,担负着反应堆的启动、功率调节及停堆等重要功能。该文给出一种应用于一体化布置水冷反应堆的内置式控制棒水压驱动技术,包括功率小于50 MW的A型和热功率50～300 MW的B型2种整体设计方案、部件组成、主要功能和性能等工程研究和应用。为一体化水堆提供了完整的内置式控制棒驱动线,包括其部件组成、联接结构、固定方式和功能;降低了反应堆高度;避免了弹棒事故,增强了反应堆安全性;使一体化布置反应堆更加紧凑、体积小、自然循环能力加强。     

医院中子照射器堆芯中子学参数计算方法

 建立了利用WIMS+CITATION计算医院中子照射器I型堆(IHNI-I)堆芯中子学参数的模型。栅元群常数计算采用WIMS束棒几何模型,控制棒、顶铍反射层、底铍反射层、侧铍反射层以及堆芯每一环燃料元件作为不同栅元类型;全堆芯计算采用CITATION程序R-z几何模型。计算了堆芯的功率分布、顶铍反应性价值、控制棒价值、温度系数、堆芯燃耗等中子学参数,计算结果与文献数据一致。本文所建立的计算模型可用于IHNI-I堆芯的物理计算。     

200MW供热堆堆芯结构抗震试验模型设计的若干问题

为了保证 ２００ ＭＷ供热堆堆芯结构在地震时的完整性、控制棒通道在地震时畅通，和供热堆的抗震安全，有必要进行全尺寸的堆芯单元模型的抗震试验。从 ２００ ＭＷ供热堆堆芯结构的特点出发，研究了模型设计的原则和动力学相似的问题，重点对堆内支承，燃料组件和锆盒等重要部件的动力学简化原则进行了阐述，利用有限元法分析了堆芯结构的动力学特性，讨论了试验模型和计算模型的关系，以及支架的设计问题，为台架试验打下了基础。通过本研究，不仅可对供热堆设计方案的性能进行恰当的评价，而且可指出进一步改善设计使结构达到优化的方向，保证供热堆的安全运行。     

Oligomerization study of NHR3 and NHR4 domains from ETO protein involved in t（8;21）-associated acute myeloid leukemia

Little had been known about ETO protein until t(8;21) was found in 12%-15% of acute myeloid leukemia which resulted in AML1-ETO fusion protein. ETO protein has four conserved nervy homology regions termed NHR1-4. A lot have already been known about NHR1, 2, 4:NHR1 is homologous with the Drosophila TATA-box-associated factor 110 (TAF110); NHR2 is a dimerization domain associated with mSin3A/HDAC; NHR4 is MYND class of zinc fingers associated with NCoR/SMRT/HDAC. Only the function of NHR3 remains unclear. In order to investigate whether NHR3 domain could participate in oligomerization, we cloned and purified this domain. Through gel filtration chromatography, dynamic light scattering and dissolved crystal electrophoresis, we found that NHR3 domain was a tight tetramer. Then we cloned NHR3 4 domain (i.e. NHR3 domain plus NHR4 domain), and discovered, by gel filtration chromatography and native PAGE, that NHR3 4 domaincould form dimer in solution. This was the first time to observe that NHR3 and NHR4 domains may have some contribution to the oligomerization of ETO protein, which might recruit corepressors in the form of dimer, and stabilize ETO dimerization through convergent strength of NHR2, NHR3 and NHR4 domains and then stabilize corepressors recruitment. These speculations are very worthy of further evaluation.     

模块式高温气冷堆中Pu燃烧的物理特性

由于模块式高温气冷堆 (MHTGR)是燃烧 Pu的一种选择 ;Th燃料循环可以限制 Pu的产生和减少高放废物 ,因此研究了在 Th 燃料循环模块式高温气冷堆(PBMHTGR)中燃烧 Pu的物理特性。PBMHTGR初装燃料元件中 Pu的同位素的含量与现行的生产能量堆模块式高温气冷堆 (EPMHTGR)相同 ,考虑反应性的要求 ,加入了2 3 3 U。利用 VSOP程序分析这两个堆的物理特性。结果表明 ,PBMHTGR能够燃烧掉同等功率 6个以上 EPMHTGR产生的 Pu。这表明 ,在 Th燃料循环 MHTGR中 ,燃烧钚是可行的     

径向步进倒料行波堆的渐近态特性研究

基于行波堆的原理提出了径向步进倒料行波堆的概念,并将其与典型钠冷快堆的设计相结合,采用数值方法对由外向内的径向步进行波堆渐近稳态特性进行了研究。计算结果表明:渐近keff随倒料周期近似呈抛物线型分布,而渐近燃耗呈线性增长,满足临界条件的倒料周期中最大燃耗可达到53 at%;堆芯功率峰随着倒料周期的增长,从燃料卸出区(堆芯中心)向燃料导入区(堆芯外围)移动,功率峰因子随倒料周期先快速降低,后缓慢降低达到稳定。     

基于MCNP模型10MW高温气冷实验堆燃耗测量误差分析与实验研究

 10MW高温气冷实验堆(HTR-10)的燃耗测量系统通过测量燃料球内裂变产物¹³⁷Cs发出的γ射线进而间接确定燃料球的燃耗,测量结果的准确性直接影响着反应堆的安全性和经济性。利用HTR-10现有的设备条件,设计并实施了提升器偏转实验,使燃料球逐步偏离正常测量位,改变球心与准直器轴线的相对位置,得到了偏离角度与计数率之间的对应关系,进而确定燃料球球心与准直器轴线的周向偏移量。通过MCNP程序建立HTR-10燃耗测量系统模型,模拟γ光子从燃料球发出,经过提升器、密封法兰、准直器直到被HPGe晶体探测器捕捉的全过程。利用MCNP模型可以模拟在不同径向偏离情况下的实验过程,通过与实验结果的对比,确定燃料球球心偏离准直器轴线的径向偏移量。     

压水堆核电燃料循环工程技术创新思路探析

基于近30年来压水堆核电燃料循环工程技术创新取得的成果,将其发展进程归纳成三种有代表性的创新思路：一次通过的开式循环、后处理燃料循环和后处理-分离-嬗变闭路循环.从裂变核能利用的可持续发展及发展循环经济的角度,探讨和分析了后处理-分离-嬗变闭路循环模式产生的必然性.     

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.     

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。     

2050年前中国压水堆核燃料循环几种假定情景分析

 根据中国核电中长期发展战略目标,以中国的两种主流堆型——大亚湾M310和三代AP1000为研究对象,假定2050年前中国压水堆核燃料循环的几种情景并利用DESAE软件计算了假定情景的铀钚需求,由中国拟建快堆的性质分析了假定情景的可行性。计算结果可为中国核能发展策略提供数据参考。计算结果的比较与分析表明,天然铀的节省程度主要取决于装载MOX燃料的在运营压水堆规模。     

氨水工质朗肯循环

根据核供热堆热电联供热源和冷源特点，提出了与之相适应的新型动力循环－非共沸混合工质氨水朗肯循环。叙述了氨水朗肯循环的工作原理，并与同等条件下蒸汽朗肯循环进行了比较分析。结果表明，新型动力循环－非共沸混合工质氨水朗肯循环具有较高的发电效率，适合核供热堆所提供的热源和冷源条件，是一种很有潜力的低温热源新型动力循环。     

三种核燃料循环战略中长期平衡物质流的计算

利用国际上标准的热堆和快堆技术参数, 对“开式热堆一次通过”、“闭式热堆循环”和“闭式热堆快堆混合循环” 3 种核燃料循环方式进行长期平衡的物质流计算, 得到不同战略下的天然铀需求、分离功需求、核电装机类型容量需求、核燃料需求、核废料处置需求等结果。通过对比, 得出“闭式热堆快堆混合循环”是3 种循环方式中核资源利用率最高、放射性核废料产出量最低的战略选择。     

SCWR for Future LargeScale Nuclear Power Generation

The ambitious nuclear power program motivates the Chinese nuclear community to develop advanced reactor concepts of generation IV, in order to ensure the longterm, stable and sustainable development of nuclear power. The supercritical watercooled reactor (SCWR) has favorable features in economics, sustainability and technology availability. It is the logical extension of the existing PWR technology and has very promising perspectives in largescale power generation in China. This paper describes the main features of SCWR. New designs of SCWR core structure and fuel assemblies are proposed. Preliminary analysis using a coupled neutronphysics/thermalhydraulics method is carried out and shows a good feasibility of the new design proposal.