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压水堆核电厂一次屏蔽深穿透计算研究

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Nuclear Science and Technology 核科学与技术, 2015, 3, 1-8 Published Online January 2015 in Hans. http://www.hanspub.org/journal/nst http://dx.doi.org/10.12677/nst.2015.31001

1 Study on Primary Shielding Calculation Based on PWR Power Plant

Hui Li, Mengqi Wang, Chunmei Xia, Qiliang Mei Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute, Shanghai Email: lihui@snerdi.com.cn

Received: Nov. 18th, 2014; revised: Dec. 20th, 2014; accepted: Jan. 2nd, 2015

Copyright © 2015 by authors and Hans Publishers Inc. This work is licensed under the Creative Commons Attribution International License (CC BY). http://creativecommons.org/licenses/by/4.0/

Abstract The primary shielding calculation based on 3D PIN-BY-PIN power distribution of the whole reac-tor core is one of the most important and difficult problems for the radiation shielding design of a nuclear power plant, and it is a typical deep penetration problem with complex source and geo-metry. Using the three-dimensional Monte Carlo code and two-dimensional Discrete Ordinate code DORT, this paper performs a detailed comparison of the primary shielding design results of AP1000. To solve the deep penetration problem of the Monte Carlo code, and to obtain reliable results, the surface source bootstrapping calculation function of the Monte Carlo code is studied. Numerical results demonstrate that the surface source bootstrapping calculation function of the Monte Carlo code is a very effective method to solve the deep penetration problem. And the com-parison results indicate that distributions of fast neutron, middle-range energy neutron and gamma ray agree well. But the result of thermal neutron calculated by DORT is smaller than that of the Monte Carlo code, especially in primary concrete shield wall. The difference between the results of the above two methods mainly comes from the difference of the cross-section libraries. The surface source bootstrapping calculation method of the Monte Carlo code and the conclusion of AP1000 primary shielding are valuable for the practical nuclear power project.

Keywords Primary Shielding, Deep Penetration, Surface Source Bootstrapping Calculation, DORT

压水堆核电厂一次屏蔽深穿透计算研究 黎 辉，王梦琪，夏春梅，梅其良 压水堆核电厂一次屏蔽深穿透计算研究 2 上海核工程研究设计院，上海 Email: lihui@snerdi.com.cn

收稿日期：2014年11月18日；修回日期：2014年12月20日；录用日期：2015年1月2日

摘 要 基于三维全堆芯PIN-BY-PIN功率分布的反应堆一次屏蔽计算是核电厂辐射屏蔽设计的重点和难点，是典型的大型复杂源项和几何深穿透屏蔽问题。针对AP1000核电厂，采用蒙特卡罗程序及离散纵标程序DORT，对一次屏蔽混凝土墙进行详细的计算分析。通过开发蒙特卡罗程序面源续算技术，有效地解决

了蒙特卡罗程序深穿透难收敛问题，获得可信的统计结果。结果表明，所开发的蒙特卡罗程序面源续算技术有效地解决了大规模深穿透难收敛问题；一次屏蔽计算中，蒙特卡罗程序与DORT计算得到的快中子、中能中子及光子注量率结果吻合良好；热中子计算结果随着径向距离增加，误差逐渐累积，尤其是在一次屏蔽墙混凝土中DORT计算结果偏小。经研究分析两种方法计算结果相对偏差主要是由反应截面数据库不同导致。所采用的处理蒙特卡罗程序深穿透问题的面源续算方法以及AP1000一次屏蔽的研究结论对实际核电工程设计具有参考价值。

关键词 一次屏蔽，深穿透，面源续算，DORT

1. 引言 反应堆一次屏蔽设计是核电厂辐射屏蔽设计的核心内容之一，其设计的优劣直接影响到核电站设计寿命以及工作人员与周围环境的辐射安全。反应堆一次侧屏蔽主要由围绕堆芯的堆内构件、水隙、压力容器(RPV)以及混凝土结构等部件组成，对防止压力容器的材料性能变化、保证混凝土一次屏蔽外的部件和结构不被过度活化、保证人员与周围环境辐射安全等具有十分重要的意义。反应堆一次屏蔽计算几何复杂且规模庞大，国内外相关研究多关注压力容器及以内的屏蔽分析，并在堆芯源项描述时采用组件部分均匀化或二维功率分布等近似[1]-[4]。而在实际的工程设计中，采用精确的三维全堆芯PIN-BY-PIN源分布，精确计算整个一次屏蔽包括混凝土区域对核电厂设计至关重要。 采用三维蒙特卡罗程序和二维离散纵标程序DORT，基于三维全堆芯PIN-BY-PIN功率分布，对压水堆核电厂一次屏蔽进行详细地计算研究。

2. 计算方法 2.1. 源项处理 压水堆核电厂一次屏蔽设计，三维PIN-BY-PIN源分布能够提高计算精度。在实际堆芯运行过程中，堆芯中核素成分、裂变份额及裂变能谱等随着燃耗变化而不断变化，基于考虑组件燃耗深度后的堆芯平衡循环平均的PIN-BY-PIN功率分布，根据公式(1)可计算得到各棒按能群分布源强，对所有棒源强进行相加得到全堆芯总源强归一化因子。

()()()()()()(),,,,,,,,rodnPCPijBijSkijfijnnknKijνχ×××=×∑ (1)

其中，(),,Skij为棒(),ij在第k能群的源强，粒子数/cm3⋅s；P为功率密度，watt/cm3；C = 6.241508 × 10

12 压水堆核电厂一次屏蔽深穿透计算研究 3 MeV/s⋅watt；(),rodPij为棒(),ij的相对功率分布；(),Bij为棒(),ij的偏倚因子；(),Kij为棒(),ij每次裂变产生的能量，MeV；(),,fijn为棒(),ij中核素n的裂变分数；()nν为核素n每次裂变产生的粒子数；

(),knχ为核素n裂变产生的粒子在第k能群的相对能量分布。

2.2. 蒙特卡罗程序面源续算计算方法 本文采用的蒙特卡罗方法程序基于ENDF/B-VI开发的连续能量点截面库。对于大型压水堆的一次屏蔽计算，蒙特卡罗程序存在以下两个困难：1) 三维全堆芯PIN-BY-PIN源项的抽样。因为其空间分布十分复杂，无法实现蒙特卡罗程序直接模拟，必须通过开发其外源接口程序SOURCE自行抽样实现；2) 从堆芯至一次屏蔽混凝土墙外，中子及光子注量率的降幅都高达10个数量级以上，此类深穿透问题蒙特卡罗程序很难收敛。 对于问题1，上海核工院研发了蒙特卡罗程序源项子程序，根据全堆芯PIN-BY-PIN三维源分布，采用蒙特卡罗程序自带随机数发生器进行源抽样，并可采用外围组件等关键区域的偏移抽样技术，有效地加快了收敛效率。 对于问题2，即蒙特卡罗程序深穿透问题，目前国内外展开了大量研究，如自适应抽样方法、蒙特卡罗程序分段计算研究[5]-[8]等。本文基于分段计算思想，如图1所示，将一个大问题拆分成各个小问题进行计算，采用蒙特卡罗程序自带面源续算功能(SSW卡及SSR卡)进行一次屏蔽计算，通过详细读写续算面源上每一个粒子信息，实现蒙特卡罗程序计算过程的衔接；过程中无需重新抽样，可有效避免二次抽样引入近似，真正实现蒙特卡罗程序分段计算无缝衔接。 本文针对AP1000一次屏蔽计算共设置6个续算面，其中第1个续算面源位于靠近吊篮外表面处；第2个续算面位于RPV中部位置；第3至6个续算面位于一次屏蔽混凝土墙中，分别距离一次屏蔽墙内表面30 cm、90 cm、160 cm及210 cm处。 蒙特卡罗程序面源续算的关键在于边界条件的选取、面源大小的控制以及区域重要性参数的分配。本文通过基于大量的边界条件对比研究分析，采用右真空、左真实的蒙特卡罗程序面源续算方案，可得到合理的计算结果；控制每个续算面源文件约占存储磁盘可用空间的三分之一，结合蒙特卡罗程序虚设面设置、轮盘赌等多种降低方差技巧，使粒子向所关注区域偏倚，最终使蒙特卡罗程序计算结果在关注区域得以收敛。

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压水堆核电厂的运行_第六章

压水堆核电厂的运行_第六章

• EPR，VVER
穹顶在吊装中（左） 穹顶内部（右） 2
吊装环吊的大梁（左） 穹顶钢束张紧（右）
安全壳建造中（左）150吨穹顶吊装（右） 35
安全壳变形测量（左）阀门局部泄漏试验（右）
安全壳贯穿件
• 贯穿通道：
– 设备入口管子 – 电缆套筒 – 燃料组件运输管道的贯穿孔 – 空气闸门。
• 为了不使贯穿件处泄漏，均 有特殊设计，它是由一个穿 过混凝土壁面并锚固在混凝 土上的刚套管及两个接头构 成。接头保证了套管和穿过 安全壳的管道或电缆间的密 封连接。
障。
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安全壳
• 型式：
– 材料
• 钢板 • 钢筋混凝土制造的(包括预应力混凝土) • 既用钢板又用钢筋混凝土
– 性能
• 干式 • 冰冷凝器式
– 形状
• 球形 • 圆筒形
– 由材料、性能、形式等几方面的组合,结合考虑压水堆核电厂的厂 址,输出功率、经济性和安全性等因素，具有代表性的有以下几种。
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• 美国早期建造的电功率为800MW压水堆核 电厂安全壳，直径约40m，钢板厚度38mm， 半球顶、椭球底，二次包容壳为椭球顶盖 的圆柱形钢筋混凝土结构，两层壳之间留 有1.5 m宽的环形空间，环腔内呈负压，从 钢壳泄漏至环腔的放射性气体只有经过过 滤净化后方能从排气烟囱排放,以降低放射 性物质对环境的污染。
同时，触发其他系统的保护动作：
– 反应堆紧急停堆； – 安全壳隔离系统 – 汽轮机脱扣 – 启动应急柴油发电机； – 隔离主给水系统并停运主给水泵； – 启动电动辅助给水泵；
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安注过程
• 1.冷段直接注入阶段 – 这一阶段是利用一回路冷却剂正常运行时的流向,使硼酸溶液尽快地注人堆芯。 – 一旦接到"安注"信号,立即自动执行以下动作：
AP1000非能动核电站技术简介

AP1000非能动核电站技术简介


AP1000 设计目标
1、在 600 MWe 的基础上提高电厂的功率以降低成本； 2、在核电站批量建造后，建造成本降到 $900-1000/千瓦，以获得在美 国电力市场的竞争能力； 3、保持 AP600 的目标和设计细节； 4、在 AP600开发研究的成果 “框架” 内增加功率/容量； 5、保持“成熟设备”的可信度； 6、保持成本估计,建造进度和模块化建造等方面的原有基础； 7、保持 AP600 的安全执照许可证基础； 8、满足美国核安全管理委员会对“先进的非能动安全系统核电厂”的 要求； 9、接受 AP600 政策质询。
AP1000堆芯燃料管理
首炉堆芯燃料装载
●先进燃料装载方式（续） ➣ D，E和F区的燃料棒二端各有 203.2mm的低富集度区,以提 高燃料的有效利用。此外，E 和F高富集度区燃料组件内的 燃料棒有4种不同富集度，以 展平组件内功率分布。作为 例子，左图为E区燃料组件内 4种富集度燃料棒和可燃毒物 在组件内的布置。 ➣由于先进燃料装载技术以及用 WABA可燃毒物代替硼玻璃， 与传统的三区装载方式相比, 首炉堆芯的燃料成本将节约 6%。
Fit Data AP1000 $10.4
$10.2
$10.0
$9.8
$9.6
$9.4
$9.2
➣ AP1000采用 18个月长周 期平衡换料,相对年换 料制(12个月换料),电 厂的可利用率提高约 3.5%，并且由于换料次 数的减少，降低了电厂 运行人员的放射性辐照 剂量。 ➣ AP1000堆芯平均卸料达 到50 GWD/MTU的高燃耗。 目前运行压水堆的平均 卸料燃耗一般为3340GWD/MTU。由于燃料 的发电成本随燃耗加深 而降低（见左图），所 以采用高燃耗管理策略 可降低燃料的发电成本，
EJ_324_1988压水堆核电厂燃料相关组件设计准则

EJ_324_1988压水堆核电厂燃料相关组件设计准则

F 69EJ 324—1988压水堆核电厂燃料相关组件设计准则1988-06-05 发布1989-01-01实施中华人民共和国核工业部 发布附加说明：本标准由核工业部生产技术司、核电局提出。

本标准由核工业部一院设计部负责起草。

本标准主要起草人：田盛、程蓉珍。

1 主题内容与适范围本准则规定了设计压水堆核电厂燃料相关组件应该满足的要求。

本准则适用于压水堆核电厂束棒型燃料相关组件的设计。

压水堆核电厂燃料相关组件是指控制棒组件、可燃毒物组件、中子源组件和阻力塞组件。

除控制棒组件外的所有燃料相关组件定义为固定式相关组件。

本准则涉及与燃料相关组件机械设计直接有关的核设计和热工—水力设计问题。

2 引用标准EJ 312《压水堆核电厂运行及事故工况分类》3 工况分类本准则所涉及的四类工况的定义见EJ 3124 控制棒及其组件设计准则4.1 控制棒组件所用各种材料必须符合国标、部标或有关堆用材料标准。

4.2 反应堆运行时，控制棒中子吸收体最高中心温度应低于中子吸收体的相变温度或熔点；不允许在燃料组件导向管和控制棒之间的环形冷却剂流道中发生体积沸腾。

4.3 除采用铪材料作中子吸收体可不使用包壳管外，其余中子吸收体材料均应封装在耐腐蚀的金属包壳管内。

4.4 反应堆运行初期，在冷却剂压力和工作温度作用下，控制棒包壳必须是自立的。

4.5 在整个设计寿期内，控制棒包壳不应发生蠕变坍塌。

4.6 在整个设计寿期内，热态时控制棒内部气体压力应低于冷却剂工作压力。

4.7 控制棒组件在中子辐照、流体力产生的振动、磨蚀、升力和压力波动作用以及控制棒动作、地震、落棒停堆情况下，应保持结构完整性并在导向管中运动自如；在设计寿期内，控制棒组件应能承受规定的步跃次数及快插次数的动作的作用。

4.8 控制棒及其导向管水力缓冲段的设计，均必须考虑到快速落棒要求并使落棒行程终了时的控制棒组件末速度低于一个合理定值。

控制棒组件的机械缓冲弹簧设计，必须有效地吸收控制棒组件落棒终了时的能量，以尽量减小燃料组件和控制棒组件的相互冲击力。

核电厂系统与设备-压水堆核电厂

核电厂系统与设备-压水堆核电厂


2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统
功能 ：为凝汽器提供凝结汽轮机乏汽的冷却水。
分类: 开式供水和闭式供水。
开式供水：指以江河湖海为天然水源, 冷却水一次通过, 不重 复使用。
闭式供水：把由凝汽器排出的水, 经过冷却降温之后, 再用循 环水泵送回凝汽器入口重复使用。
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （6）二回路系统的组成
汽轮机、发电机、凝汽器、凝结水泵、给水加热器、除 氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备
间接循环：二回路水不受一回路污染
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （7）沸水堆核电厂工作原理
汽轮机、发电机、凝汽器、凝结水泵、给水加热器、除 氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备 直接循环
本课程课程目录
《核电厂系统与设备》
序号
教学内容
1 第1章 绪论 2 第2章 压水堆核电厂 3 第3章 反应堆冷却剂系统和设备 4 第4章 核岛主要辅助系统 5 第5章 专设安全设施 6 第6章 核电厂热力学 7 第7章 核汽轮发电机组 8 第8章 核电厂二回路热力系统
共32学时
总学时
2 4 6 4 4 2 4 2
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （3）反应堆冷却剂系统（一回路系统）
（RCS）Reactor Coolant System Primary Coolant System 1.Reactor Pressure Vessel 2.Steam Generator 3.Primary Coolant Pump 4.Pressuriser
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统