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先进压水堆燃料组件设计特点刘洋华;李云;王浩煜;齐敏;黄永忠;王璐;苗一非【摘要】传统能源的不断减少和对环境的持续污染使核电能源的地位变得越来越重要,而进一步提高燃料组件的性能则是发展核电能源的关键方向之一.本文介绍了世界上先进压水堆燃料组件的设计特点,包括了法国的GAIA燃料组件、美国的AP1000燃料组件、俄罗斯的TVS-K方形燃料组件以及Lightbridge燃料组件等,对世界上先进燃料组件的发展潮流和趋势进行总结.【期刊名称】《科技视界》【年(卷),期】2017(000)005【总页数】2页(P5-6)【关键词】先进燃料组件;燃料组件设计特点;发展趋势【作者】刘洋华;李云;王浩煜;齐敏;黄永忠;王璐;苗一非【作者单位】中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,四川成都610041;中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,四川成都610041;中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,四川成都610041;中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,四川成都610041;中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,四川成都610041;中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,四川成都610041;中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,四川成都610041【正文语种】中文燃料组件是压水堆核电厂反应堆的关键部件之一，对核电厂的安全性、可靠性及经济性起着十分重要的影响。
世界上核电先进的国家通过对燃料组件结构进行不断改进和优化，成功提高了核电站的安全性和经济性。
本文对世界上先进压水堆燃料组件进行介绍，包括GAIA燃料组件、AP1000燃料组件、TVS-K方形燃料组件以及Lightbridge燃料组件，总结和归纳先进燃料组件的设计特点。
GAIA燃料组件[1]由法国AREVA公司设计，相对于AREVA公司以往设计的AFA 2G/AFA 3G燃料组件以及HTP燃料组件，GAIA燃料组件具有更好的几何尺寸稳定性、更强的刚度以及更好的抗弯曲能力。
倒料式驻波堆堆芯概念设计研究１组件与堆芯设计径向倒料式驻波堆堆芯设计采用传统的反应堆设计方法。
１．１组件设计组件设计是通过对组件进行中子学分析，确定组件类型、材料选择、几何结构等参数，然后对各种富集度组件在各种工况下进行计算得到少群截面供堆芯计算使用。
组件计算采用日本原子能研究所（ＪＡＥＡ）开发的大型中子物理学计算程序包ＳＲＡＣ，该程序包适用于多种反应堆类型的设计计算。
本工作采用的数据库是１０７群ＪＥＮＤＬ－３．３数据库，其中快群６２群，热群４５群。
共振处理采用超细群共振方法（ＰＥＡＣＯ），组件燃耗计算采用ＳＲＡＣ自带燃耗功能。
１．２堆芯设计堆芯计算使用ＪＡＥＡ开发的堆芯燃耗计算程序ＣＯＲＥＢＮ。
首先按照第１燃料循环的堆芯装料开始进行堆芯计算，得出寿期初和寿期末的堆芯参数，第１循环结束后，按照堆芯换料方案进行倒料，然后进行第２燃料循环的堆芯计算，以此类推。
各循环计算结束后，分析各循环的计算结果是否满足设计准则。
如不满足，则根据计算结果重新设计装载方案和换料方案进行计算；如各循环计算结果均满足设计准则，则计算结束。
２设计目标和准则为提高驻波堆的市场竞争优势，且确保堆芯安全，参考国际上先进核电站的设计要求及第４代核能系统的发展趋势，为行波堆的设计确定如下设计目标和准则。
２．１设计目标１）电功率达到１０００ＭＷ较高的输出电功率可降低单位发电成本，提高核电厂厂址利用率。
目前３代、４代核电站的设计，主流输出功率均在１０００ＭＷ左右或以上。
为保证行波堆达到一定的经济效益，本工作驻波堆的设计目标为１０００ＭＷ。
按４０．０％的热效率计算，堆芯热功率为２５００ＭＷ。
２）换料周期不小于５ａ长的换料周期对于提高核电站负荷因子和燃料利用率具有重要作用，考虑到驻波堆中材料的耐辐照能力，换料或倒料周期设定为５ａ。
２．２设计准则１）最大线功率密度不超过５０ｋＷ／ｍ最大线功率密度限制是为了保护燃料芯块不被融化，本工作参考了快堆设计中最大线功率密度限值。
固态钍基熔盐堆堆芯核设计安全限值研究王昆鹏;左嘉旭;靖剑平;攸国顺;张大林;刘利民【摘要】Thorium molten salt reactor has been listed as a key development of the fourth generation nuclear power system because of its advantages in safety , economy and sustainability .China has carried out the relevant re-search , however , the domestic regulations on the research reactor is not complete .The problem of the nuclear safe-ty review is analyzed in depth from the point of view of the nuclear safety review .This study is based on NRC ’ s re-view of the next generation of advanced nuclear energy systems , fully research light water power reactor ( PWR, BWR) , running research reactor , sodium cooled fast reactor , and high temperature gas cooled reactor .On the ba-sis of the determination of the design limits of the core design , the key safety margins for the design of the thorium molten salt reactor are given.%钍基熔盐堆因其在安全性、经济性及可持续性方面的优势被列为第四代核能系统重点发展的堆型。
核反应堆工程复习参考题1、压水堆与沸水堆的主要区别是什么？沸水堆采用一个回路，压水堆有两个回路；沸水堆由于堆芯顶部要安装汽水分离器等设备，故控制棒需从堆芯底部向上插入,控制棒为十字形控制棒，压水堆为棒束型控制棒，从堆芯顶部进入堆芯;沸水堆具有较低的运行压力(约为70 个大气压)，冷却水在堆内以汽液形式存在，压水堆一回路压力通常达 150个大气压，冷却水不产生沸腾。
2、简要叙述一种常用堆型的基本工作原理？沸水堆( Boiling Water Reactor)字面上来看就是采用沸腾的水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：冷却水从反应堆底部流进堆芯,对燃料棒进行冷却，带走裂变产生的热能,冷却水温度升高并逐渐气化,最终形成蒸汽和水的混合物,经过汽水分离器和蒸汽干燥器，利用分离出的蒸汽推动汽轮进行发电。
压水堆(Pressurized Water Reactor)字面上看就是采用高压水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：主泵将 120~160 个大气压的一回路冷却水送入堆芯，把核燃料放出的热能带出堆芯,而后进入蒸汽发生器，通过传热管把热量传给二回路水，使其沸腾并产生蒸汽;一回路冷却水温度下降，进入堆芯，完成一回路水循环；二回路产生的高压蒸汽推动汽轮机发电，再经过冷凝器和预热器进入蒸汽发生器，完成二回路水循环.3、重水堆的燃料富集度为什么可以比压水堆的低，哪种堆型对燃料的燃尽性更好?因为卸料燃耗较浅，用重水(D2O,D 为氘)作慢化剂，其热中子吸收截面约为轻水( H2O)的 1/700 ，慢化中子能力不如后者，需要更多的碰撞次数,可直接利用天然铀作核燃料。
4、快中子堆和热中子堆相比有哪些优缺点？优：快中子堆没有慢化剂，所以体积小，功率密度高。
缺：快中子堆必须有较高的核燃料富集度,初装量也大。
快中子堆燃料元件加工及乏燃料后处理要求高，快中子辐照通量率大，对材料要求苛刻。
平均寿命比热中子堆短，控制艰难。
5、压水堆堆芯中水主要起什么作用？作冷却剂和慢化剂.6、气冷堆与压水堆相比有何优缺点？优：能在不高的压力下得到较高的出口温度,可提高电站二回路蒸汽温度，从而提高热效率.缺:镁合金包壳不能承受高温 ,限制了二氧化碳气体出口温度 ,限制了反应堆热工性能的进一步提高。
压水堆与沸水堆核反应堆（Nuclear Reactor）分核裂变反应堆和核聚变反应堆两类，目前投入商业使用的核反应堆都是裂变堆。
裂变堆按照慢化剂分类，可分为轻水堆、重水堆和石墨沸水反应堆。
轻水堆是目前普遍使用的堆型，又分为沸水堆和压水堆，我国主要以压水堆为主，也有部分沸水堆（中国台湾）和重水堆（秦山三期）。
轻水反应堆（Light Water Reactor，简称LWR）是以水和汽水混合物作为冷却剂和慢化剂的反应堆。
在发生核反应过程中，慢中子轰击铀235，会使其变成2～3种较轻的原子核，同时产生2～3个快中子，水可使产生的快中子减速，变为慢中子，然后继续与铀235发生反应，保证链式反应能够继续进行。
压水堆（Pressurized Water Reactor，简称PWR）特征是水在堆芯内不沸腾，因此水必须保持在高压状态。
燃料用的是二氧化铀陶瓷块，这样的铀芯块本身就起防止放射性物质外逸的作用，即构成了第一道安全屏障。
把这些小的铀块重叠在锆合金管内封闭，即成为铀棒。
锆合金管也能防止放射性物质逸出，故构成第二道安全屏障。
若干根铀棒排列后形成燃料元件，一台百万千瓦的压水堆核电站有100多个这样的燃料元件。
这些燃料原件即构成了整个堆芯放反应堆压力容器内。
压力容器可挡住放射性物质外泄，即使堆芯中有1%的核燃料元件发生破坏，放射性物质也不会从它里面泄漏出来，这就构成了第三道安全屏障。
反应堆压力容器内部压力为155个大气压，可把水加热到330℃以上。
温度升高了的水进入蒸汽发生器内，器内有很多细管，细管中的水接收热量变成蒸汽进入蒸汽轮机发电。
压水堆的第四道屏障是安全壳厂房。
它是阻止放射性物质向环境逸散的最后一道屏障，它一般采用双层壳体结构，对放射性物质有很强的防护作用，万一反应堆发生严重事故，放射性物质从堆内漏出，由于有安全壳厂房的屏障，对厂房外的环境和人员的影响也微乎其微。
沸水堆（Boiling Water Reactor，简称BWR）所用的燃料和燃料组件与压水堆相同，但其工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。
中广核CPR1000核岛堆芯概念设计和安全裕度评估初探肖岷;郝思雄;韩庆浩;李现锋;刘道和【期刊名称】《核动力工程》【年(卷),期】2005(0)S1【摘要】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。
【总页数】8页(P11-18)【关键词】中广核;CPR1000;堆芯设计;安全评估【作者】肖岷;郝思雄;韩庆浩;李现锋;刘道和【作者单位】大亚湾核电运营管理有限责任公司;中广核工程公司【正文语种】中文【中图分类】TL351【相关文献】1.CPR1000 系列反应堆最小LOCA 裕度的计算与监测 [J], 王子兴;2.MOX 燃料组件装入现役 M310堆芯对堆芯核设计的影响研究 [J], 刘晓黎;宫宇3.AP1000与CPR1000堆芯核测仪表差异分析 [J], 张世栋;周粲;邓天4.COSINE软件包堆芯物理分析程序在AP1000堆芯核设计中的初步应用及分析[J], 王常辉;胡啸宇;刘占权;王苏;全国萍;许花;余慧;陈义学;沈峰5.中国广核集团有限公司中广核工程有限公司设计院核岛设备所核电装备及其材料服役安全创新团队:“华龙一号”的幕后英雄 [J],因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
压水堆控制概述压水堆核电站控制概述§1.1压水堆核电站及流程图压水堆核电站主要是由反应堆、一回路系统、二回路系统及其它辅助系统和设备组成。
由于压水堆核电站中具有放射性的一回路与不带放射性的二回路系统是相分开的，所以通常又把压水堆核电站分为核岛和常规岛两大部分，如图1－1所示。
核岛是指核的系统和设备部分；常规岛是指那些和常规火电厂相似的系统和设备部分。
压水堆结构如图1－2所示，堆芯由157个燃料组件组成，燃料在4Z r合金制成的包壳内，燃料用低浓缩235U制成，形状是小圆柱体，由氧化铀烧结而成。
使用普通水作冷却剂和慢化剂，压力约为15.5MPa，核反应是通过移动插入在堆内的53个控制棒束组件以及调节慢化剂中的硼酸浓度来控制的。
图1－1 压水堆核电站的组成压水堆核电站工艺流程如图1－3所示。
一回路冷却剂水在三个冷却回路中循环，将堆芯的热量带到三个蒸汽发生器。
冷却剂的循环靠冷却剂泵（主泵）来完成。
一台稳压器使一回路的压力维持恒定。
在蒸汽发生器中，热量是通过蒸汽发生器管壁从一回路传到二回路，使进入蒸汽发生器的水在5.8MPa压力下汽化，产生的蒸汽送到汽轮机，汽轮机带动发电机组发电，最终把核能转化为电能。
再通过26kv/400kv(香港)或26kv/500kv(广东)变压器变电压送到枢纽变电站进入电网。
由汽轮机排出的蒸汽经过冷凝器后，由给水泵打入给水加热器加热，最后回到蒸汽发生器二次侧再被一次侧冷却剂加热完成一次循环。
1图1－2 压水堆本体结构图2图1－3 压水堆核电站工艺流程图§1.2压水堆核电站控制系统压水堆核电站控制系统如图1－4所示，主要包括：·反应堆冷却剂平均温度(R棒组)控制系统；·反应堆功率(N1、N2、G1、G2棒组)控制系统；·硼酸浓度控制系统(属反应堆辅助系统—化学与容积控制系统)；·稳压器压力和水位控制系统；·蒸汽发生器水位控制系统；·大气蒸汽排放控制系统；·汽机调节(负荷控制)系统；·冷凝器蒸汽排放控制系统；·给水流量控制系统；·汽动泵速度控制系统；·电动泵速度控制系统；·发电机电压控制系统等。
螺旋金属燃料多物理耦合分析方法与概念设计研究
顾汉洋;肖瑶;丛腾龙;郭辉;傅俊森;蔡孟珂;宋去非
【期刊名称】《原子能科学技术》
【年(卷),期】2024(58)1
【摘要】螺旋金属燃料具有导热系数高、导热路径短、强制旋流交混的特点,可实现更高的堆芯功率密度,进而减小堆芯体积,提高反应堆的安全性和经济性。
本文介
绍了上海交通大学反应堆热工水力实验室建立的螺旋金属燃料热工水力、中子物理、力学特性分析方法及多物理耦合分析框架。
在热工水力方面,基于自研仪器实现了
交混及沸腾临界行为精细化测量,建立了三维及精细化子通道分析方法;在中子物理
方面,建立了适用于特殊能谱、复杂几何的截面及稳瞬态中子物理特性的分析方法;
在力学方面,基于分子动力学方法建立了U-Zr合金燃料基础热物性模型,并开展了
辐照条件下螺旋棒宏观力学特性研究。
基于热工-物理-力学多物理分析和优化,提
出了螺旋金属燃料组件及堆芯设计,具有无硼化、堆芯功率密度高、体积小、换料
周期长的特点。
【总页数】13页(P1-13)
【作者】顾汉洋;肖瑶;丛腾龙;郭辉;傅俊森;蔡孟珂;宋去非
【作者单位】上海交通大学核科学与工程学院
【正文语种】中文
【中图分类】TL32;O242
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利用TRISO燃料紧凑型压水堆堆芯的概念设计研究本文研究的主要目的是在压水堆中使用TRISO燃料并进行紧凑型反应堆设计。
由于TRISO燃料良好的防止裂变碎片逸出的能力,所以被当今反应堆设计研究所青睐。
当前的研究集中于通过对设计堆芯的物理和稳态热工水力分析,验证在不采用PWR中常用的反应性补偿措施情况下,使用TRISO燃料PWR技术的可行性。
为了完成反应堆设计工作,必须首先完成设计参数计算工作,确定一些重要的燃料和堆芯设计参数。
对于设计完成的堆芯的分析在本文中分三个主要部分进行。
首先是过剩反应性控制机理；其次是中子学设计；最后进行堆芯的稳态热工水力分析。
基于输运理论的计算程序WIMS-D/4程序,基于扩散理论的CITATION程序和轻水堆瞬态分析程序RELAP5都被应用与本文的概念设计研究中。
在设计中一个最重要的特点是TRISO燃料颗粒新颖的成份,它可以保证在整个燃料循环过程中反应性控制技术的实现。
少量5.0 w/o的Pu-240将取代部分U-235加入TRISO燃料中,在恰当数量的控制棒作用下,该TRISO燃料微粒的使用可以不采用可溶硼系统和可燃毒物来补偿剩余反应性。
由于无溶解硼(SBF)和无可燃毒物理念可以减小反应堆体积,均匀堆芯燃耗,所以更多的被应用在小型和中型反应堆(SMR)中。
这种燃料的一些特性(例如：加热性能、脱盐性能和限制功率产生的性能)可以使得设计的堆芯能在比一般的PWR堆芯更低的温度和压力下运行。
反应堆的功率密度也会相应的降低,TRISO燃料的使用可以保障堆芯在所有的工况下安全运行。
本文的结果说明将TRISO燃料和PWR技术的结合可以得到更可行、安全的核电设计。
使用少量5.0w／o的Pu-240在TRISO燃料微粒中,燃料可以在整个循环过程中显著的减少剩余反应性。
在燃料的寿期初,剩余反应性从27%△k/k降到6.22%△k/k,设计中可以不再使用硼溶液系统和可燃毒物。
多普勒效应、慢化剂和空泡份额数分别为-3.34 pcm K-(?)、-4.90 pcm K-1和-91.00 pcm％VM-(?)本文的稳态热工水力分析结果说明在额定工况和115%工况下MDNBR比-般PWR更大。
设计堆芯的燃料芯部运行温度仅为9300C,低于UO2的熔化温度和一般PWR 的燃料中心温度。
在整个燃料循环中最大功率的峰值因子仅为2.10,局部的功率因子(LPF)小于2.15。
在使用260 kg重金属燃料情况下,反应堆堆芯寿期可达550 EFPD。
