摘要：温差同位素电源是一种将放射性同位素衰变产生的热能转换为电能的装置,涉及热-电物理场强耦合,如何准确仿真分析是一大难点。本文基于一款90Sr温差同位素电源样机,首先建立了样机整机热-电物理场直接耦合的数字仿真模型,结合试验数据对模型参数进行优化,然后通过模拟试验验证了电源样机稳态和动态运行下模型仿真的准确性。最后利用模型开展了电源样机整机热-电物理场分析,以及外接不同负载时的输出功率研究。结果表明,在给定工况下,样机系统漏热占比26%,电路电能损耗占比10%;在最佳匹配负载下,整机最大输出功率可达96mW,热电转换效率2%。

摘要：基于堆内固定式探测器的在线监测系统CNFM已用于我国“华龙一号”等第三代核电站,可以在线连续对燃料棒线功率密度(LPD)和偏离泡核沸腾比(DNBR)进行监测和预警,提高了反应堆的运行安全。以往电站采用的是基于堆内可移动式探测器的LSS在线监测系统,基于此系统的一些堆芯分析方法不再适用,另外第三代核电站在堆芯分析及运行管理方面也提出了新的需求,为此CNFM系统开发了一些辅助运行支持功能,集成了电站以往需要独立开展的运行操作。由于实时和大量的实测数据支持,运行支持功能的计算方法相对传统的方法有所改进,部分功能弥补了传统电站不具备的计算能力。系统部分运行支持功能已应用于电站,后续将持续进行优化和推广,助力电站运行分析的智能化,提高运行的决策能力。

摘要：压水堆燃料组件中子输运计算为堆芯扩散计算提供均匀化群常数,所以如何在考虑中子各向异性散射的情况下得到堆芯扩散计算所需的少群均匀化参数是值得研究的。本文推导了中子输运修正计算方法的理论模型,介绍了Inflow输运修正计算方法的数值求解过程,在Bamboo-Lattice程序中进行了程序实现,并采用基准题算例对各种输运修正计算方法进行了对比分析。结果表明:各种输运修正计算方法中,Inflow输运修正方法在保证计算效率的前提下能得到更高的计算精度。

摘要：提出了一个实现钍铀燃料循环的新途径,即利用聚变驱动的次临界堆实现钍燃料增殖并将增殖的233U燃料应用于现有压水堆的概念设计。聚变驱动的次临界堆具有丰富的高能中子,因此具有很高的从232Th到233U的燃料增殖率。采用蒙特卡洛程序RMC,对基于国际热核实验堆(ITER)聚变源的次临界堆芯进行了设计分析,结果表明了次临界堆芯具有良好的燃料增殖效果。对于增殖的233U燃料,部分装入国内的压水堆组件及堆芯中,并采用CASMO和SIMULATE程序包进行了分析,结果表明,压水堆中用部分233U燃料替代235U燃料不会对当前的堆芯物理设计产生很大影响,同时可减少锕系废料的产生。

摘要：华龙一号(HPR1000)反应堆是我国具有自主知识产权的三代核电压水堆堆型。其堆芯由177个燃料组件组成,不仅具有较高的堆芯输出功率,而且具有较低的线功率密度使其具备较高的安全裕量。HPR1000反应堆平衡循环采用18个月换料策略,核电厂可利用率超过90%。采用IN-OUT换料方式,平均批卸料燃耗大于45000MW·d/t(U)。堆芯具有很好的反应性负反馈固有特性,仸何运行状态下的慢化剂和燃料温度效应均为负值。HPR1000反应堆采用2套独立的停堆系统,紧急停堆情况下即使1束最大价值的控制棒被卡在堆外,反应堆也能被快速有效地带入到停堆状态开保证足够的停堆裕量。HPR1000反应堆采用了机动性较好的Mode-G运行方式,基于Mode-G运行方式,HPR1000可以迚行负荷跟踪、负荷阶跃等机动运行。同时采用了在线监测系统,可以实时监测反应堆运行过程中的三维堆芯功率分布。

摘要：采用体积均匀化方法计算含有弥散燃料或弥散可燃毒物的双重非均匀性的系统会带来一定的计算偏差。传统反应性等效物理变换方法(Reactivity-equivalent Physical Transformation,RPT)可以用来处理弥散燃料以及吸收截面随燃耗变化不剧烈的可燃毒物,但对于硼等吸收截面随燃耗变化剧烈的可燃毒物,传统RPT方法也会带来较大的计算偏差。本文对新型RPT方法进行了初步探索,使其不仅适用于传统RPT方法适用的弥散燃料和弥散可燃毒物类型,也适用于硼等吸收截面随燃耗变化相对剧烈的可燃毒物,为RPT方法的扩展和应用提供思路和借鉴。

摘要：针对三代核电压水堆在线监测系统需要快速准确进行实测3D功率重构的需求,本文提出了一种2D/1D耦合的3D功率重构方法。首先采用耦合系数法对探测器层的功率进行了2D实测功率重构;其次针对每个组件,采用二次样条函数拟合方法进行了轴向1D实测功率重构,最后得到了全堆3D实测功率分布。该方法计算流程简单,占用内存少。针对华龙一号开展的4个典型例题的数值验证结果表明,该方法具备很高的精度,满足三代核电在线监测系统实测功率重构对精度和速度的要求。

摘要：出于增加经济性和运行灵活性的考虑,核电站一般要求具备延伸运行能力.延伸运行通常在堆芯寿期末进行,硼浓度过低不能再稀释引入反应性,仅依靠降低冷却剂温度或者堆芯功率来延长运行的运行模式.目前国内仅少数核电厂实施过延伸运行,缺乏对不同延伸运行方式的分析研究,另外大型三代压水堆的延伸运行能力有待研究.基于我国大型三代压水堆华龙一号堆型,本文从堆芯物理角度,首次分析了不同延伸运行方式的实现过程,并讨论了不同延伸运行方式的经济性及安全评价的影响.

摘要：全陶瓷微胶囊封装燃料(Fully Ceramic Microencapsulated Fuel,FCM燃料)将TRISO燃料颗粒弥散于SiC基体中,具有良好的包容裂变产物能力,固有安全性好,是耐事故燃料的主要研究方向之一。相比于传统的UO2陶瓷芯块燃料,FCM燃料装料减少,影响堆芯功率和/或循环长度;基体采用SiC,慢化能力提高,能谱变软,FCM燃料直接应用于现有大型商业压水堆组件栅格,寿期初慢化剂温度系数可能为正,失去固有安全性。本文从燃料富集度和栅格慢化角度,分析FCM燃料直接应用于大型商业压水堆的可行性,分析两种FCM燃料TRISO颗粒核芯:高温气冷堆中应用成熟的UO2核芯和提高了核芯尺寸的UN核芯。研究表明:在防核扩散的限制下,技术相对成熟的UO2核芯FCM燃料仅能应用于小型堆芯的设计,且需重新设计燃料组件栅格;提高装量的UN核芯FCM燃料可直接装载现有商业压水堆,实现与其基本相当的堆芯功率和循环长度,但对燃料富集度和燃料设计及制造工艺提出较高要求。

摘要：出于增加经济性和运行灵活性的考虑,核电站一般要求具备延伸运行能力。延伸运行通常在堆芯寿期末进行,硼浓度过低不能再稀释引入反应性,仅依靠降低冷却剂温度或者堆芯功率来延长运行的运行模式。目前国内仅少数核电厂实施过延伸运行,缺乏对不同延伸运行方式的分析研究,另外大型三代压水堆的延伸运行能力有待研究。基于我国大型三代压水堆“华龙一号”堆型,本文从堆芯物理角度,首次分析了不同延伸运行方式的实现过程,并讨论了不同延伸运行方式的经济性及安全评价的影响。