小型氦氙冷却移动式反应堆堆芯设计优化分析

小型移动式核反应堆电源能为偏远地区、事故应急等场景提供所需的电能和热能,而堆芯的轻量化和小型化是小型移动式核反应堆电源的设计重点。由此,基于前期概念设计,本研究提出了一个高可靠、长寿命的小型氦氙冷却固体核反应堆堆芯设计及其反应性控制方案。首先,在综合考虑反应堆寿命以及热工安全设计等限制条件的基础上,使用蒙特卡罗程序OpenMC进行了堆芯几何优化分析,得到了堆芯质量最小化的设计方案。其次,分析了含可燃毒物的布置优化方案,通过在堆芯靠近反射层附近的燃料棒中添加2%质量分数的可燃毒物Gd2O3,寿期初径向功率峰因子从2.22降低至1.43。最后,基于分层分块滑移反射层的反应性与功率控制方法,提出了反应性线性控制方案,该方案还可以保证事故情况下的反应堆安全。相关结果可为小型移动式核反应堆电源的堆芯设计及反应性控制提供参考。

百万千瓦级环形MOX燃料堆芯设计

对环形UO2燃料及环形MOX燃料组件参数的计算方法进行了研究。设计了包含193盒环形UO2和MOX燃料组件的混合型长周期(18个月)堆芯方案。对设计的堆芯的重要物理参数进行了分析,并对各循环进行了燃耗计算。结果表明,装载约30%MOX组件的堆芯可在百万千瓦功率下实现长周期换料。堆芯从初装载可安全过渡到平衡循环,各循环的重要物理参数均满足设计要求,说明设计的堆芯及燃料管理方案是安全可行的。

压水堆内钍-铀增殖循环研究——堆芯设计

在全UOX(铀氧化物)堆芯平衡循环的基础上,研究了UOX/PuThOX(钚钍混合氧化物)混合堆芯和UOX/U3ThOX(工业级233 U-钍混合氧化物)混合堆芯的燃料管理方案设计,实现了钍-铀增殖循环。U3ThOX燃料组件在堆内停留6个燃料循环,平均循环长度较参考的全UOX堆芯增加5EFPD;U3ThOX燃料组件卸料后冷却1年时易裂变核素存量较装料时增加了7%。为比较分析,设计了UOX/MOX(钚铀混合氧化物)混合堆芯的燃料管理方案。核特性分析结果表明:1)装载PuThOX燃料对堆芯核特性产生的影响与装载MOX燃料类似,硼微分价值和控制棒价值减小、临界硼浓度变大、慢化剂温度系数更负、停堆裕量减小、多普勒亏损更大;2)UOX/U3ThOX混合堆芯和参考的全UOX堆芯具备相似的核特性。

混合能谱超临界水堆堆芯设计分析

提出了一种新型的超临界水堆概念设计:混合能谱超临界水堆,它包括慢谱区和快谱区两部分。其慢谱区燃料组件采用双排燃料组件,快谱区采用简单的正方形栅元燃料组件。慢谱区与快谱区的燃料组件都采用同向流动方式来简化堆芯设计。慢谱区的冷却剂出口温度远低于整个堆芯的出口温度,这大大降低了慢谱区包壳的温度峰值。此外,由于快谱区冷却剂密度很小,流速很高,故可采用较大的栅元结构,这有效地降低了包壳周向局部传热不均匀性。所以混合堆在充分继承慢谱、快谱堆芯优点的基础上,弥补两者的不足。

用于磁流体发电的超高温反应堆堆芯设计

本文对磁流体反应堆的堆芯方案进行了探索,对石墨基体燃料和金属陶瓷燃料进行了比较,选择了金属陶瓷燃料进行磁流体反应堆的设计,给出了堆芯方案及堆芯物理、热工计算结果,并对发射掉落事故进行了计算和分析。计算结果可满足设计要求。

无铍钍基熔盐堆堆芯设计与安全研究

为解决传统熔盐堆在核燃料增殖、安全性等方面的不足,提出了采用氧化铍慢化剂、无铍(BeF2)燃料熔盐的新型钍基熔盐堆(TMSR)堆芯设计。在此基础上,利用多物理计算程序开展了TMSR稳态及瞬态初步安全特性分析。通过对反应堆启动、熔盐泵超速及降速、丧失热阱等典型瞬态的计算,分析了各种工况下堆芯功率与温度的变化情况。结果表明,在各种运行瞬态及事故情况下,新型的TMSR设计具有良好的安全特性。

压水堆堆芯设计特点及其演变

综合论述了压水堆堆芯设计中的化学补偿反应性、标准化无盒大型燃料组件、棒束型控制棒、可燃毒物和采用多区堆芯装料等基本问题。并以上述5大问题为基础 ,简要叙述了负荷跟踪运行给堆芯设计带来的有关设计问题。此外 。

秦山核电二期工程堆芯设计

介绍了秦山核电二期工程堆芯核设计的总体思路、设计内容及电厂实测结果与理论预计值的比较。设计吸取了20世纪90年代初压水堆核电站先进的设计思想,采用了低线功率密度堆芯,提高了堆芯安全裕量;换料设计中,采用1/4换料方式,既满足了年换料制要求,又提高了燃料利用率,燃料组件批平均卸料燃耗满足设计要求。按设计要求确定了堆芯燃料管理方式,完成了堆芯性能参数分析,满足了总体设计对循环长度、堆芯功率分布、慢化剂温度系数、停堆裕量、组件卸料燃耗限制等安全性和经济性要求。1号机组启动物理试验和功率运行实测结果表明,控制棒价值、临界硼浓度、等温温度系数以及堆芯功率分布等设计预期值与实测值符合良好。

装载50％MOX燃料的AP1000堆芯设计

欧洲用户要求文件（EUR）明确指出，下一代欧洲非能动电厂（EPP）反应堆堆芯燃料设计必须优4EU02燃料组件配置，具体的措施是允许采用多达50％的混合氧化物（MOX）燃料组件。堆芯设计中MOX的应用将明显影响关键的物理参数和安全分析假设。此外，MOX燃料棒的设计还必须考虑对计划寿期内保持燃料棒完整性重要的燃料性能准则。这篇报告的目的是为了证实AP100能够满足EUR关于利用MOX的要求而无需明显改变电厂设计。文中的分析比较了100％UO2与混合MOX／UO2两种堆芯设计，讨论了涉及反应性管理、功率裕量和燃料棒性能的相关结果。

采用FCM燃料的无可溶硼堆芯物理设计

小型模块化压水堆(SMPWR)是目前国际上的研究热点之一。如何进一步简化SMPWR系统,并提升其安全性是设计优化的关键。FCM燃料是一种将TRSIO燃料弥散在SiC基体中的燃料,具有很好的裂变产物包容能力,可有效降低SMPWR大规模放射性释放风险。本文采用FCM燃料,设计并优化形成SMPWR的堆芯方案。在此基础上又进一步对控制棒吸收体材料、控制棒布置方案、控制棒移动策略等进行研究分析,最终得到无可溶硼堆芯设计方案,从而简化了SMPWR的化容系统。经计算分析表明,该堆芯设计方案可通过控制棒组实现堆芯反应性的控制,实现无可溶硼运行。本文的研究为FCM燃料在压水堆中的应用以及小堆消除可溶硼的设计优化提供了参考。

CFR600堆芯热工水力设计程序初步研发

针对快堆结构,自主开发了适用于CFR600快堆热工水力设计及优化的程序,并进行了相关测试验证。结果表明,该程序具备快堆全堆图形建模、精细化子通道自动划分、考虑组件间换热的热工水力分析以及流量自动分区优化等功能,可为后续自主知识产权的商业快堆技术研发提供支持。

中广核CPR1000核岛堆芯概念设计和安全裕度评估初探

CPR1000压水堆核电站是中广核集团20多年来经过渐进式改进和自主创新形成的中国改进压水堆核电站。CPR1000的参考设计是岭澳II期核电站加改进设计。在未来的10～15年内,CPR1000将是中广核集团主要建设的核电站类型之一。CPR1000的初始堆芯设计采用什么样的装料方式和燃料循环方式是必须首先解决和确定的重要设计前提,这是整个核岛设计、安全分析核执照申请的核心和基础。基于大亚湾核电站和岭澳核电站多年的燃料管理经验和运行经验以及国外类似核电站运行和设计经验,并且综合考虑了初始堆芯的特点和难点,以及不同堆芯设计和燃料管理策略的特点,对CPR1000的初始堆芯进行了设计。通过初步研究,本文提出了CPR1000初始堆芯采用的燃料组件类型,分析CPR1000采用从首循环开始进行18个月换料过渡的堆芯设计技术方案,并对CPR1000首循环实施18换料进行了堆芯设计安全裕度初步分析与评估。

超临界水堆CSR1000堆芯设计优化

利用开发的超临界水堆(SCWR)堆芯稳态性能分析程序SNTA,研究分析中国百万千瓦级SCWR(CSR1000)优化堆芯燃耗性能、反应性控制能力、功率分布、最大燃料包壳温度和最大线功率密度等稳态性能,并给出与组件功率相匹配的第II流程冷却剂流量分配方案。研究表明,采用本文所述燃料组件及堆芯设计优化方法,可以有效延长堆芯燃耗寿期。

基于GDT的聚变裂变混合堆堆芯参数初步设计研究

基于Gas Dynamic Trap(GDT)装置的实验进展,提出了用于驱动聚变裂变混合堆包层的聚变堆芯参数设计。基于零维堆芯物理模型,计算分析给出了一套聚变功率为50MW的初步堆芯参数方案。利用GDT装置的实验结果对该物理模型进行计算对比校验,显示该物理模型和设计参数的可靠性。

“玲龙一号”反应堆研发关键技术——堆芯设计与安全设计

模块式小型反应堆(SMR)是一种新型的核能系统。"玲龙一号"反应堆(ACP100)是我国完全自主创新的多用途模块化小型压水反应堆。本文介绍了ACP100的研发过程、堆芯设计和安全设计的主要特点,主要包括堆芯核设计、热工水力设计、安全设计理念、固有安全设计、事故应对策略等关键技术。ACP100反应堆通过基于全非能动的设计理念以及确定论与概率安全评价相结合的设计方法,极大地提高了安全性,超过了三代核电安全标准要求。

基于常规托卡马克的多功能聚变工程实验堆堆芯初步设计与分析

多功能聚变工程实验堆(FDS-MFX)是FDS团队提出的一个用于验证聚变和混合示范堆相关技术的概念,其可作为中国聚变工程实验堆(CFETR)的候选方案。其聚变堆芯首选常规托卡马克,其他选择还有球形托卡马克,磁镜等。本文依据FDS团队自主研发的聚变反应堆设计参数优化与经济性分析软件SYSCODE对基于常规托卡马克的FDS-MFX堆芯进行了设计与分析,给出一个基于ITER物理设计基础的堆芯初步设计方案,并用托卡马克模拟程序(TSC)进行了等离子体平衡计算和放电模拟,结果表明设计方案初步可行。

秦山核电二期工程堆芯核设计

秦山二期核电厂反应堆堆芯核设计吸取了近年来压水堆电厂先进的设计思想，采用低线功率密度堆芯，提高了堆芯的安全裕度；不同富集度的燃料组件和可燃毒物的合理布置，改进了堆芯的物理特性；采用ＯＵＴ－ＩＮ、四分之一换料方式提高了燃料利用率，卸料比燃耗达到３５ＧＷ·ｄ／ｔ（Ｕ），同时满足了年换料制的要求．采用了先进的和经过验证的计算方法和计算机程序，这些程序经受了大亚湾和秦山核电厂数据的设计检验，因而提高了设计的可靠性。在设计中体现了先进性、安全可靠性和经济性的特点．

球床先进高温堆堆芯设计研究

研究发现,排空熔盐、向冷却剂中注入毒物均可作为球床先进高温堆第二套停堆系统的辅助系统,但相比向堆芯注入毒物熔盐,排空熔盐对堆芯影响更小,更利于工程实现;相比一次装料方案,分批次燃料装载方案可保证寿期内堆芯剩余反应性较小,易控制,但使得堆芯运行也较复杂;一次装料方案中,要使第二套停堆系统具有足够的快速停堆裕量,不能通过减小堆芯活性区装料高度实现,但可以通过增加第二套停堆系统控制棒的根数实现。本文提出了球床先进高温堆优选堆芯设计方案,该方案使球床先进高温堆的燃耗寿期可达100等效满功率天,第一套停堆系统、第二套停堆系统的冷停堆深度均满足设计要求。

基于MCNP-ORIGEN2耦合程序的小型行波堆堆芯概念设计

研究设计了基于中国实验快堆(China Experimental Fast Reactor,CEFR)的小型"行波"概念堆。采用中子输运程序MCNP和点燃耗程序ORIGEN2的耦合程序进行堆芯设计,重点研究了不同点火组件的富集度和不同布料方案对小型堆的物理参数的影响,设计堆芯寿期为30 a,并给出相应的倒料方案。不同点火组件富集度对比结果表明,小堆需要选取合适的富集度,富集度太低无法维持临界,而太高会影响堆芯增殖效应;而低泄漏和棋盘式布料两种方式对比结果表明,后者的增殖组件增殖效应明显高于前者。最终确定倒料周期为8 a,倒料三次,堆芯实现较长寿期,且整个寿期内反应性变化小,各组件燃耗深度相对均匀,组件平均卸料燃耗深度约为238 MWD/kg HM。