摘要：行波堆属于新概念堆型,卸料燃耗深度可达400GWd/tHM,是现有快堆的3~4倍、压水堆的6~8倍,较高的卸料燃耗深度对堆芯物理分析工具计算正确性提出挑战。基于此,以KYLIN-1程序为基础,从能谱、裂变产物核素重要性、燃耗计算误差累积等方面探究行波堆深燃耗计算特点。对典型行波堆六角形组件分析结果表明:低富集度铀组件寿期初、末能谱差别较大,采用单一权重谱制备的多群截面库用于其燃耗计算时,无限增殖系数偏差较大;为保证行波堆深燃耗计算的正确性,燃耗链应包含重要的70种裂变产物核素;行波堆深燃耗计算时,由于燃耗步增多累积的误差较小,无限增殖系数偏差每燃耗步约为0.001%。

摘要：给出了径向和轴向倒料行波堆堆芯的详细设计,通过燃耗计算软件MCORE对两种堆芯进行了分析计算。对于轴向行波堆,得到了稳定的核子密度分布和功率分布,并模拟出增殖-燃耗波。稳态时,kef f为1.065,波速约为5.0 cm/a,燃耗深度达到400.0 MWD/kg-HM。对于径向倒料行波堆,采用由外向内的倒料方案,经过一定倒料周期后功率分布趋于稳定。研究发现,渐进稳态kef f随倒料周期的增加呈抛物线变化,燃耗深度随倒料周期的增加线性增大。以最低功率峰为依据,确定倒料周期450 d为最佳倒料周期。此时,渐进稳态kef f为1.020,平均燃耗达到156.0 MWD/kg-HM。

摘要：行波堆是一种能够实现自持增殖和燃耗革新概念的先进反应堆系统。根据泰拉能源公司最新设计的钠冷行波堆泰拉能源一号的具体参数,建立泰拉能源一号1/6堆芯物理模型,利用FLUENT软件的用户接口(UDF/UDS),开发点堆中子动力模型的计算程序和模块,用于计算堆芯的功率;利用FLUENT软件中的多孔介质模型模拟堆芯三维流场;再将两者耦合起来进行计算,研究行波堆的物理热工耦合和安全特性。进行稳态运行工况计算和反应性引入事故瞬态计算,计算结果表明:稳态的计算结果与设计值吻合得比较好;根据瞬态计算结果,在设计的反应性引入事故瞬态工况下,如果不启用停堆保护系统,泰拉能源一号也是安全的。

摘要：基于行波堆的原理提出了径向步进倒料行波堆的概念,并将其与典型钠冷快堆的设计相结合,采用数值方法对由外向内的径向步进行波堆渐近稳态特性进行了研究。计算结果表明:渐近keff随倒料周期近似呈抛物线型分布,而渐近燃耗呈线性增长,满足临界条件的倒料周期中最大燃耗可达到53 at%;堆芯功率峰随着倒料周期的增长,从燃料卸出区(堆芯中心)向燃料导入区(堆芯外围)移动,功率峰因子随倒料周期先快速降低,后缓慢降低达到稳定。

摘要：行波堆本质上为钠冷却快中子反应堆,属于第四代核电技术。行波堆相比于目前广泛应用的轻水反应堆,其燃料利用率可从0.7%提高至40%甚至更高。2006年,泰拉能源第一个开发出实际工程应用的增殖&燃烧快中子反应堆方案,这个设计概念被称为行波反应堆(Traveling-Wave Reactor/TWR)。目前,中低功率(机组容量300MW级)和大功率(机组容量1000MW级)的行波堆正在设计当中。2015年至2018年,中核集团与泰拉能源曾就行波堆技术展开合作[1],文章将概述以泰拉能源公司为代表的径向行波堆的原理、实际工程实施方式及工程化展望。

摘要：对工程可行的大型行波堆堆芯概念设计和核燃料优化设计进行分析,并对行波堆的运行、控制进行研究。分析结果表明,行波堆的固有安全特性能够有效地保证其运行安全。优化设计可实现从开始启堆就得到展平的径向中子注量率分布,并随着行波的燃烧自动调整为更为平坦的平衡态分布;行波堆长期燃烧的状态可通过堆芯优化设计先行设定,启堆时与平衡态之间的偏离通过燃烧自动纠正。燃料组件的结构优化,能够显著改善中心通道与边、角通道之间的流量分配,能够在温度反馈的基础上,通过主动调节反应堆冷却剂泵的转速,进而改变冷却剂流量以实现功率控制。但是,仅依靠主泵的流量控制还无法实现对15%额定功率(PN)至100%PN的功率调节。甩负荷工况下需要A组停堆控制棒的参与。

摘要：研究设计了基于中国实验快堆(China Experimental Fast Reactor,CEFR)的小型"行波"概念堆。采用中子输运程序MCNP和点燃耗程序ORIGEN2的耦合程序进行堆芯设计,重点研究了不同点火组件的富集度和不同布料方案对小型堆的物理参数的影响,设计堆芯寿期为30 a,并给出相应的倒料方案。不同点火组件富集度对比结果表明,小堆需要选取合适的富集度,富集度太低无法维持临界,而太高会影响堆芯增殖效应;而低泄漏和棋盘式布料两种方式对比结果表明,后者的增殖组件增殖效应明显高于前者。最终确定倒料周期为8 a,倒料三次,堆芯实现较长寿期,且整个寿期内反应性变化小,各组件燃耗深度相对均匀,组件平均卸料燃耗深度约为238 MWD/kg HM。

摘要：行波堆是一种趋近理想状态的先进核能系统,其焚烧策略可将铀资源利用率提高数十倍,废物量减至几十分之一.本文以蒙特卡罗程序为工具,设计了一个圆柱形行波堆堆芯物理模型,研究不同冷却剂、反射层厚度和燃料下行波堆几十年内的有效增殖因数(keff)的变化情况.结果表明,当其他材料相同时,改变点火区的易裂变核素浓度对稳态时行波堆增殖和裂变的239Pu几乎没有影响,因此在平衡时keff值保持稳定;增加反射层厚度、使用金属燃料和氦气冷却时反应堆的中子经济性较佳,此时keff有较大值.

摘要：为了比较常规快堆与行波堆的堆芯特性,以最大卸料燃耗300 000 MWd/tHM为目标,设计了高燃耗快堆(HBFR),给出了堆芯的物理学设计方案。采用六批换料方式补偿燃耗反应性损失。选择NAS程序计算了冷停堆状态、热停堆状态和满功率状态三种不同堆芯状态,分析了临界参数、功率分布、DPA特性、温度和功率反应性特性、控制棒价值等堆芯参数。设计结果表明,HBFR的燃料组件最大卸料燃耗接近300 000MWd/tHM,平均卸料燃耗219 000 MWd/tHM,单循环燃耗反应性损失3.7%(k是有效增殖因子,Δk是有效增殖因子的变化量),可以通过补偿棒实现反应性控制,HBFR的各参数满足设计目标与设计限值,可以为下一步与行波堆的比较研究提供参考堆芯。

摘要：对近年世界核电发展作了概述,指出核电发展远落后于期望值,核电发展任重道远。论述了发展核电对我国环境保护和经济发展的重要意义,对核能发展规划进行了讨论。通过世界核电强国发展核电的战略,阐述了我国的核电发展战略和技术主线,指出AP1000、CAP1000、CAP1400和CAP1700作为大型先进压水堆,在相当长一段时间内将是我国的主力机型,同时CAP1400和CAP1700将成为世界上极具竞争力的机型。对于第四代反应堆,超临界水冷堆在我国有较深厚的工业基础,较适合在我国发展。此外还要继续加强对快堆的投入,以实现先进的燃料闭式循环,同时也应关注目前的"行波堆"和中小型模块式反应堆。最后对目前的核电大发展提出了建议。