大型先进压水堆堆芯机械补偿控制模式

研究了AP1000堆芯物理计算程序的计算方法,分析了该程序尤其是机械补偿（MSHIM）控制模式计算功能的理论模型、计算方法及应用范围,对比了大型先进压水堆堆芯设计与AP1000的差异,评估了AP1000反应堆MSHIM计算功能在大型先进压水反应堆堆芯MSHIM计算功能的适用性。基于大型先进压水堆堆芯物理建模,针对大型先进压水反应堆首循环及平衡循环的典型燃耗点进行典型的100%-70%-100%和100%-50%-100%负荷跟踪运行模式计算分析,并依据计算结果对大型先进压水堆的MSHIM运行模式进行了分析。针对大型先进压水反应堆首循环及平衡循环,开展机械补偿控制初始启动运行、再启动运行计算分析,研究机械补偿控制模式的堆芯初始启动和再启动运行能力。计算结果表明:采用MSHIM运行模式的大型先进压水堆,不调节硼浓度的情况下,在首循环、平衡循环典型燃耗下具有一定的负荷跟踪能力;启动、再启动运行模式则需要配合调节硼浓度才能完成。     

基于运行反馈的压水堆氚排放量研究北大核心CSCD

以压水堆核电厂中氚的产生机理和氚源项计算模型为基础,结合对国内外大量压水堆核电厂的氚排放运行数据的系统性分析,识别出冷却剂硼酸活化和次级中子源活化是压水堆氚排放量的主要来源,其中对中国广核集团运行机组,锑铍中子活化后的产氚量对氚年排放量的贡献可达到40%,而氚从完整的锆合金包壳的燃料棒中的释放是可以忽略不计的。由于优化次级中子源是降低压水堆氚排放量的唯一有效措施,通过分析建议压水堆核电厂采用双层不锈钢包壳的次级中子源或者取消次级中子源以降低压水堆氚排放。     

BEAVRS基准模型的cosRMC精细建模与临界测试验证

BEAVRS基准题是来自麻省理工学院(MIT)的基于商用压水堆全堆芯精细建模的国际基准模型,具有详细的实测数据,是由多种富集度燃料及控制棒组件组成的大型压水堆分析验证基准题。使用我国自主研发的蒙卡程序cosRMC对BEAVRS基准题进行精细建模,主要计算了热零功率(HZP)状态下的临界本征值、全堆功率分布和控制棒价值,并与实测值以及国际知名蒙卡程序MCNP,OpenMC,MC21等结果进行对比。HZP状态下,cosRMC临界本征值结果与MCNP计算结果相差仅7.1 pcm,符合较好；不同控制棒组件插入情况下的临界本征值与理论值1.000的偏差小于0.74%,控制棒价值结果与实测值误差小于100 pcm,计算精度与同类软件相当；此外还对比分析了全堆功率分布与实测值结果的吻合程度及误差产生原因。初步验证了cosRMC程序对复杂堆芯精细建模计算的可行性和准确性,为程序以后的应用及完善打下基础。     

大型先进压水堆中次锕系核素嬗变特性

随着核电事业的快速发展,核电厂卸载的乏燃料越来越多。如何处置核电站乏燃料中的次锕系核素（MA）既是核燃料再利用的重要过程,又是闭式循环中的关键步骤。如果处置得当,不仅可以提高燃料的利用率,而且可以将MA变成同位素燃料电池、中子源等有用的核素。国际上认可的处置方法是分离-嬗变,但是嬗变MA的难点是嬗变堆型的选取和如何提高嬗变率。压水堆(PWR)是国内外最成熟的堆型和商业运行的主要堆型,也是现阶段最具有可能进行MA嬗变的堆型。于是,本文利用MCNP程序研究了压水堆嬗变MA的特性,通过研究MA嬗变棒的设计、添加位置和添加量等对压水堆堆芯有效增殖因子的影响,初步探索出最佳的压水堆嬗变MA的设计方案,为我国现阶段进行压水堆嬗变MA奠定了理论基础。     

采用MCNP模拟及落棒法刻度CMRR控制棒价值

反应堆控制棒是核反应堆紧急控制和功率调节所不可缺少的控制部件,控制棒价值直接关系反应堆的停堆深度。采用MCNP和ORIGEN程序对CMRR反应堆全堆芯三维详细建模计算,并分别利用落棒法、逆动态法对控制棒积分价值、微分价值进行刻度,理论与实验吻合较好。单根安全棒的积分价值约大于4%Δk/k,事故工况下卡一根安全棒的停堆深度仍然大于10%Δk/k,验证了堆芯物理设计,保障了CMRR反应堆的运行安全。     

基于线性子链法的压水堆裂变产物源项一体化计算方法

核电厂设计基准源项计算可为核电厂安全评审提供依据,同时也是辐射屏蔽计算的基础。基于压水堆堆芯、一回路和气载源项的研究基础,类比衰变常数引入了迁移常数和核反应常数的概念,进而总结了一体化计算上述源项中裂变产物源项的源项方程。针对源项方程变系数、大型、稀疏和刚性的特点,在时间离散近似的基础上,基于线性子链算法编写程序求解了上述方程。通过与典型压水堆工程文件对比,证明了程序的正确性和必要性。     

两种上腔室芯部结构的流体力学研究

1引言现役的秦山核电站一期工程的压水堆上腔室芯部是由37组不加保护套的导向筒组件和32根支承筒组成的。由上胜室流体流动的趋势可知，在上腔室的上部和下部流体的横向流速相对较小；而在上腔室的出口及其中部，横向流动速度较大，尤其是在靠近上腔室出口管嘴附近处的横向流速特别强烈，由此时难内构件和控制棒导向筒组件产生了极大的横向水力载荷，造成控制棒落棒时间偏长。为了确保控制棒能按指令在导向筒中自由升降和快速下插，缓解横向流速对控制棒落棒的水力载荷作用，我们参照了一些国外压水堆的上腔室芯部结构，对秦山一期的上腔室…     

取消次级中子源对压水堆氚源项的影响分析

在压水堆正常运行期间，氚贡献了压水堆液相流出物总活度的95%以上，是反应堆设计和运行中的关键放射性核素之一。通过对美国在运的8台堆芯设计非常相似的机组2000至2019年期间氚排放数据进行较为深度的数据清洗和分析研究，得出采用不锈钢包壳的Sb-Be次级中子源的氚释放是压水堆机组氚源项的重要来源之一，统计机组中次级中子源产氚贡献平均为7.5 TBq·a^-1，结合理论计算，符合当前包壳材料发展和运行管理水平下的渗透比例10%～20%。取消次级中子源约可以降低20%的因氚排放造成的公众剂量，还可以降低氚源项对厂址规划机组数量的制约。此外，研究还发现，氚排放量的显著波动受到液态集中排放的显著影响，特别是在美国压水堆大修之前或期间，这将有助于优化未来机组放射性排放管理。     

压水堆核电厂燃料棒破损诊断分析研究

燃料棒是核电厂包容放射性物质的第一道屏障。燃料棒破损会导致冷却剂裂变产物活度升高,严重时机组须在数小时内后撤到停堆。通过取样监测的冷却剂放射化学数据可以一定程度上反映堆芯内装载燃料棒的破损情况。本研究介绍了压水堆核电厂功率运行期间冷却剂内裂变产物的来源,分析了裂变产物通过反冲和扩散方式的产生机理,通过求解迁移方程得到稳态情况下裂变产物活度的解析解。基于最小二乘法对反冲释放和扩散释放的裂变产物释放产生比进行解谱,建立了诊断压水堆燃料棒破损时间、破口程度、锕系核素泄漏、燃耗和燃料批次的定量分析模型。采用某百万千瓦压水堆运行中发生二次氢化的燃料循环的冷却剂裂变产物监测数据进行了验证,理论模型的分析结果也与机组停堆后啜漏检查和热室检查结果相符。     

基于非线性迭代的压水堆瞬态计算程序开发

采用目前工业上成熟的非线性迭代计算策略,基于两群粗网有限差分方法和多群UNM节块方法,开发了针对压水堆工况的三维瞬态扩散计算程序。UNM方法采用解析基函数作为基函数,通过方程变换解决了解析节块法在临界节块计算不稳定的问题,提高了计算精度。热工计算采用单通道模型和燃料棒一维导热模型,相比目前堆芯在用的经验关系式方法,该模型可以更加准确地计算燃料棒温度分布。采用基于横向积分方程的三节块方法,可以有效减轻控制棒尖齿效应对瞬态计算的影响。为测试程序性能,采用NEACRP等基准算例对程序进行了校验。数值结果表明,开发的程序计算结果正确,适用于压水堆堆芯瞬态过程的模拟。     

关于压水堆产武器级钚的模拟计算

防止核扩散是国际社会共同努力的目标,其中武器级核材料的防扩散是重中之重.钚是反应堆的副产品,如果不计较经济效益,利用铀为核燃料的反应堆都可以生产武器级钚.本文基于日本Takahama-3压水堆建立了五个模型,并进行中子和燃耗计算,得到两种燃料棒产武器级钚的条件、燃料棒轴向的燃耗分布、组件内燃料棒燃耗的变化区间和全堆芯燃料棒径向燃耗分布.基于上述模型和计算数据给出压水堆堆芯内含有武器级钚的准确位置和UO_2燃料棒中武器级钚的产量.这种低燃耗的乏燃料给国际核不扩散带来了巨大风险,国际社会应该加强对此类乏燃料的监管.     

国和一号(CAP1400)首循环堆芯启动物理试验高保真模拟分析北大核心CSCD

为了避免启动物理试验参数预测值不准确,影响电厂调试启动,可利用数值反应堆对启动物理试验参数进行精准预测。使用CAP1400数值反应堆系统中的蒙特卡罗粒子输运程序JMCT、确定论高保真模拟程序NECP-X及先进中子学程序SCAP-N,对CAP1400反应堆首循环堆芯进行建模,开展启动物理试验高保真模拟。数值结果表明,以JMCT程序为参考,NECP-X程序与SCAP-N程序对于灰棒组价值的绝对计算偏差在±8×10^(−5)以内,对于黑棒组价值的相对计算偏差在±3%以内,对于黑棒总价值的相对计算偏差在±1%以内,对于组件相对功率分布的相对计算偏差在±2.5%以内,各程序计算结果符合得很好,可有效支撑反应堆的调试启动过程。     

混合堆共生系统核燃料循环模式情景研究

为计算混合堆在未来燃料循环过程中起到的作用,进行了混合堆共生系统物料平衡计算。根据我国核电发展现状和中长期发展规划及中长期(2030年、2050年)发展战略研究,并充分考虑了我国经济发展速度、人口数量和人均用电量,计算得到了2100年之前,我国核电机组装机容量。假定不同堆型搭配的混合堆共生系统核燃料循环的4种情景并建立对应的物料平衡模型进行计算。计算结果表明,压水堆、混合堆和快堆共生模式能最大限度的减少天然铀的需求和节约乏燃料处置费用。     

电站压水堆堆芯水力模拟技术

堆芯模拟是压水堆水力模拟实验研究的关键技术，通常采用燃料组件──对应的模拟方式，使堆芯流量分配实验数据有一一对应关系。本文结合秦山核电二期工程介绍了电站压水堆堆芯水力模拟的一般理论和方法。在国内首次应用Ｅ．Ｕ．Ｋｈａｎ压水堆开式栅格堆芯模拟理论，用２ｘ２棒束模拟原型１７ｘ１７棒束，用特殊研制的内磁式涡轮流量计测量堆芯入口流量分配，微型电导电极测量下空腔流动交混，完成了６００ＭＷｅ反应堆水力模拟堆芯的设计、实验等工作。     

基于动态故障树的核电站蒸汽发生器液位控制系统可靠性研究

蒸汽发生器作为压水堆核电站一、二回路之间重要的连接设备,蒸汽发生器液位控制系统(Steam Generator Water Level Control System, SGWLCS)的可靠性直接影响核电站的安全性与发电效率。基于蒸汽发生器液位控制系统的系统构成与控制逻辑,本工作采用动态故障树对SGWLCS进行可靠性建模,故障树模型中包含动态部分与静态部分,利用齐次马尔可夫链对处理器控制模块与给水阀门控制模块的热备用动态门进行计算,再根据逻辑关系分析整体故障树模型。最后,得到系统的可靠度和设备的重要度分析结果。可靠性分析表明采用热备用可以有效提高系统可靠性,通过重要度分析结果可以改进系统的设计与给出设备的定期维修建议。     

非线性环型腔反馈激光系统的动力学特性及其混沌控制

 以环型腔反馈激光系统为主,综述了非线性激光系统的混沌动力学特性;分析了延迟反馈方法控制混沌的原理和稳定性条件,实现了对多介质非线性激光系统中的混沌控制。同时概述了近年来非线性激光系统中混沌控制的最新进展,诸如空间小微扰法、偶然正比反馈技术等,讨论了混沌控制在提高激光器功率和性能、利用混沌进行秘密通讯和信息处理等方面的应用前景。