TOPAZ-Ⅱ反应堆慢化剂温度效应分析

TOPAZ-Ⅱ反应堆是以高富集度铀为燃料,以氢化锆为慢化剂的空间发电用反应堆。与一般采用氢化锆作为慢化剂的反应堆不同,TOPAZ-Ⅱ反应堆呈现正的慢化剂温度效应,且其值较大。本工作采用MCNP程序对TOPAZ-Ⅱ反应堆的慢化剂温度效应进行计算,通过分析氢化锆升温前后主要区域中子能谱和中子产生率、中子吸收率及泄漏率的变化,得出产生正慢化剂温度效应的原因:氢化锆升温后,中子产生率增加较大,而泄漏率增加较小,且吸收率减少,从而产生正的慢化剂温度效应。

ASCFR1.0/MC的研制及其在ASCFR固体慢化剂温度效应计算中的初步应用

为研制出适用于改进型超临界水冷快堆的精确截面库(ASCFR1.0/MC),并将其应用于温度效应的计算中,首先使用快中子临界基准题JEZEBEL对截面加工程序(NJOY)中各模块的重要参数进行敏感度分析,详细比较不同输入参数对NJOY加工时间以及MCNP程序计算精度的影响,从而选择最为合理的输入参数。在此基础上,以2011年9月发布的ENDF/B-VII.1为基础库研制ASCFR1.0/MC,并针对该库应用多普勒反应性系数基准题进行基准验证。验证结果表明,ASCFR1.0/MC库的计算精度非常理想。最后针对改进型超临界水冷快堆(ASCFR)的固体慢化剂进行温度反应性系数的初步计算,发现ASCFR呈现正的慢化剂温度效应。

中子能谱对压水堆慢化剂温度系数的影响分析

在压水堆中,水铀比和235U富集度是影响中子能谱分布的重要参数。本工作在不同水铀比、235U富集度下分析两群中子能谱随燃耗的变化。利用中子能谱分布对慢化剂温度系数的变化进行分析,结果表明:在给定235U富集度条件下,随着水铀比的变化,堆芯存在一慢化剂温度系数绝对值最大值;235U富集度的增加、燃耗的加深,不一定导致慢化剂温度系数绝对值增大。

慢化剂温度系数为正时硼浓度限值研究

负慢化剂温度系数是压水堆自稳自调特性的基础,也是压水堆设计和运行的安全要求。在一定的技术规范的框架内,启动阶段的低功率状态下,存在一定的正慢化剂温度系数对运行调控是不利的。因而必须根据零功率试验结果提出保证慢化剂温度系数为负的最高硼浓度限值,以临时运行指令的形式要求运行人员满足这一限值条件。本文通过对慢化剂温度系数与硼浓度关系的研究,提出慢硼系数这一概念,并研究了慢硼系数与功率、燃耗、硼浓度的关系,进而得到了慢硼系数修正公式。最后给出了保证慢化剂温度系数为负的最高硼浓度限值的计算公式及速算公式,并验证了速算公式的保守性和适用性。

压水堆寿期末慢化剂温度系数测量

在压水堆设计及运行中，慢化剂温度系数是一个非常重要的反应性系数。本文笔者结合自身的工作实际与相关的理论文献资料，介绍了两种压水堆寿期末慢化剂温度系数的测量方法，并重点说明测量方法的优点及注意事项。

空间核热推进粒子球床堆慢化剂温度效应分析

空间核热推进(SNTP)粒子球床堆(PBR)呈现正的慢化剂温度效应,影响反应堆运行安全。基于PBR堆芯物理模型,采用蒙特卡洛中子-光子输运程序(MCNP)对PBR堆芯慢化剂温度系数进行计算。从中子平衡的角度分析慢化剂升温前后堆芯内中子能谱、中子产生率、中子吸收率和中子泄漏率的变化。结果表明:7Li H升温后,堆芯总的中子消失率(吸收率和泄漏率)的增量要比中子产生率的增量少得多,使得PBR堆芯表现出正的慢化剂温度效应,且低温时正温度系数值较大。

非能动核电厂支持事件树分析的ATWS慢化剂反馈分析

在非能动核电厂的ATWS事故中,可能由于反应堆冷却剂系统超压而导致系统损坏。本文使用系统分析程序对AP1000核电厂各种系统工况下的慢化剂温度系数进行研究分析,确定了事故过程中反应堆冷却剂系统(RCS)不超压的极限慢化剂温度系数。该分析结果为概率安全分析中的ATWS事件树分析提供了必要的支持。

FCM组件概念设计方案研究

本文主要对4种FCM燃料-SiC包壳概念组件进行中子学分析评价,从安全性和经济性出发,一方面需要组件栅格首先满足欠慢化要求,保证堆芯慢化剂温度系数为负,确保堆芯固有安全性;二是经济性,FCM-SiC概念组件用于商用电站时,达到与参照对象基本相当的燃耗深度与循环长度。通过对比ORNL设计方案,提出TRISO核芯材料、颗粒体积份额、颗粒核芯直径、燃料富集等改进方向,然后进行了单因素影响分析和多因素组合影响分析,最后提出可以通过选取UN核芯、提高燃料富集度,增加燃料颗粒体积份额以及相对较大的核芯直径,使慢化剂温度系数和组件燃耗满足设计要求。

含MOX燃料堆芯中子学参数特性研究

反应性系数与反应堆的安全有着密切的关系。在反应堆正常运行工况及事故瞬态下,它起着反应性随外界条件和反应堆状态变化的动态反馈作用。由于电厂运行条件的变化,例如:反应堆功率、慢化剂温度、燃料芯块温度以及反应堆压力和慢化剂空泡份额等变化,反应性系数对这些变化产生反馈,改变中子的增殖系数Keff,使反应堆的反应性发生变化。在含MOX燃料堆芯中,由于能谱变硬,与全UO2堆芯相比,中子学参数发生变化,将给事故分析带来不同程度的影响。本文主要对含MOX燃料堆芯的慢化剂温度系数(MTC)、多普勒温度系数、停堆裕量、硼微分价值等中子学参数进行研究。研究各反应性系数在不同MOX装载份额的变化规律并分析其在MOX燃料和UO2燃料中的异同。

CAP1400控制棒提升极限分析方法研究

控制棒提升极限用于限定控制棒组棒位和可溶硼浓度的范围,以防止慢化剂温度系数突破限值。CAP1400核电厂采用机械补偿运行策略,使控制棒及硼浓度运行范围大为扩展,同时功能独立的M棒组和AO棒组同时插入堆芯使得插棒情况更为复杂,因此与传统核电厂相比,CAP1400核电厂的控制棒提升极限更难界定。本文建立了适用于CAP1400核电厂的控制棒提升极限分析方法,并给出计算结果。本文提出的方法合理地解决了复杂的控制棒运行情况给提升极限造成的影响,并充分地利用了电厂实测数据对提升极限进行修正。基于本文方法得到的提升极限精确且具备一定的保守性,所以便于电厂实际运行时使用。

CNP1500堆芯燃料管理设计

CNP1500是一个轻水慢化和冷却的四环路压水堆核电站。反应堆堆芯由205个AFA-3GXL燃料组件组成；堆芯冷态活性段高度为426．7cm；等效直径为347．0cm。反应堆热功率输出为4250MW,平均线功率密度为179．5W/cm。计算结果表明,平衡循环堆芯的循环长度为470等效满功率天；各循环堆芯所有状态下的慢化剂温度系数均为负值；各循环热态满功率、无控制棒、平衡氙状态下的核焓升因子氏FQ(ΔH)都低于限值；最大卸料组件燃耗小于55000MW·d/t(U)；各循环寿期末停堆裕量满足设计准则；低泄漏堆芯装载降低了反应堆压力容器的辐照损伤,有利于延长压力容器的使用寿命。本文介绍了四环路压水堆核电站堆芯燃料管理设计方案及主要计算结果。

AP1000核电厂堆芯寿期延长研究

在AP1000核电厂寿期末,维持满功率运行所需的临界硼浓度已经达到约7×10-6。为实现寿期末核电厂满功率运行,必须采取堆芯寿期延长措施。在基准工况下通过控制汽轮机调节阀开度和降低反应堆冷却剂平均温度引入正反应性,可使核电厂满功率多运行17 d。此外,对慢化剂温度系数和高压给水加热器的关闭列数进行敏感性分析,结果表明,慢化剂温度系数越负,反应堆平均温度降温速率越小,堆芯预期寿期越长。在2种敏感性工况下核电厂寿期末分别可满功率多运行约12 d和54 d。

237Np替换可燃毒物对压水堆BEAVRS模型安全性的影响

次锕系元素是压水堆乏燃料放射性的重要来源之一,237Np在乏燃料次锕系元素中质量占比为50%左右。BEAVRS模型是麻省理工学院计算反应堆物理小组2013年基于商用压水堆建立的全堆芯高精度模型,具有丰富的堆芯细节和实测数据。本文基于BEAVRS模型引入了三种方案,用237NpO2部分替换原堆芯可燃毒物B2O3,使用MCNP5模拟计算得出:同等体积下使用237NpO2替换可燃毒物B2O3均会使堆芯有效增殖因数减小,随着替换质量的增加,减小的趋势趋缓。三种方案对堆芯燃料温度系数几乎没有影响,但会使慢化剂温度系数绝对值增大,有利于堆芯安全性。

新堆多普勒发热点有效查找方法探究

利用原子核的液滴模型和多普勒效应、空间自屏效应等基本原理,对多普勒发热点的机理和过程进行分析和推论,并探讨温度计选择、测量通道选择和慢化剂温度系数等对多普勒发热点查找工作的影响,以及对如何准确地在新建压水堆中查找出多普勒发热点提出一些见解,供同行相互交流使用。

浅析碘坑启动对ΔI影响

本文针对反应堆运行寿期中的重要操作:升降功率期间的△I控制,分析其影响因素,定性半定量的分析各因素的影响方式和大小,并结合历史数据进行综合分析、总结;对寿期末△I运行控制的极端情况进行重点分析,并提出解决建议措施,希望对以后的实际运行有所帮助。

核电厂运行技术规格书标准化探讨

运行技术规格书是最终安全分析报告第16章的重要组成部分,也是保证核安全的纲领文件,同时也是编制运行规程的根本依据。本文通过比较不同堆型运行技术规格书现状,挖掘其差异及特点,就核电厂运行技术规格书统一标准化进行探讨并提出建议。

任意温度下H_2O中H中子热散射律数据研制

轻水反应堆堆芯模拟计算需在较宽的温度范围内进行,热中子能区(4eV以下)H_2O中H的热散射律数据对计算有很重要的影响。目前主流基础评价核数据库中,H_2O中H的热散射律数据均在有限的几个温度点上给出,因此计算只能在这些温度下精确进行。为提高轻水反应堆模拟计算的可靠性,基于IKE热中子散射模型,给出了293.6~1000 K范围内任意温度下H_2O中H的热散射律数据的计算方法,并制作了系列H_2O中H的温度间隔为10 K的热散射律数据。利用制作的热散射数据和MC输运计算程序,模拟分析HMF004基准实验和VENUS3轻水反应堆在不同慢化剂温度下的有效增殖因数(keff)。计算结果符合物理规律,验证了H_2O中H的热散射数据的制作是正确的。

压水堆环境下惰性基质燃料物理参数研究

为研究惰性基质燃料(IMF)在压水堆(PWR)中应用的可行性,计算比较了PuO2+ZrO2+MgO和PuO2+ThO2 2种典型IMF的栅格无限增殖系数kinf、燃料温度系数Dc和慢化剂温度系数MTC随燃料中PuO2体积分数的变化规律,得到满足Dc、MTC为负的要求下IMF成分的初步可行区间。