燃耗对船用压水堆温度系数的影响效应分析
船用压水堆运行安全分析方法
船用压水堆运行安全分析方法
陈玉清;蔡琦;赵新文
【期刊名称】《舰船科学技术》
【年(卷),期】2011(033)001
【摘要】通过对船用压水堆设计安全限值和运行限值的保守性分析,给出开展运行安全研究的理论依据,提出以概率论和确定论相结合的联合模拟分析方法进行船用压水堆运行安全研究,并以一束控制棒失控抽出事故为例进行了实例分析.结果表明,所提出运行安全分析方法可以准确描述船用压水堆事故后的动态响应图景,开展运行安全研究可以为船用压水堆事故时的应急处置提供依据.
【总页数】4页(P78-81)
【作者】陈玉清;蔡琦;赵新文
【作者单位】海军工程大学,船舶与动力学院,湖北武汉430033;海军工程大学,船舶与动力学院,湖北武汉430033;海军工程大学,船舶与动力学院,湖北武汉430033【正文语种】中文
【中图分类】TL364
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压水堆核电机组寿期末滑功率运行浅析
压水堆核电机组寿期末滑功率运行浅析摘要：压水反应堆在寿期末可能因燃耗深度需求或电网要求而进行滑功率方式运行。
滑功率运行是根据压水反应堆特性、通过缓慢降低功率的方式释放正反应性来补偿燃耗带来的负反应性以维持反应堆临界状态和功率运行。
压水反应堆的滑功率运行原理不复杂，但在控制上存在一些关键点需加强关注，否则可能因反应堆参数无法满足运行技术规范要求而滑功率运行失败。
关键词：压水堆；寿期末；滑功率；前言压水反应堆核电机组在燃料循环末期可能因设计燃耗深度需求或电网要求而进行滑功率方式运行。
压水反应堆滑功率运行简单描述就是根据压水反应堆特性，通过缓慢降低功率水平来释放正反应性补偿燃耗带来的负反应性以维持反应堆临界水平的一种运行方式。
本文从压水反应堆滑功率运行原理及控制要点对这种运行方式进行解析。
压水堆核电机组功率运行时，堆芯处于临界状态，其总的反应性可如下所示：＝＋＋＋＋＋=0随着燃耗的增加，不断降低，需要通过其他方式增加正反应性，通常是通过不断调整硼浓度（）来保证反应性的平衡。
运行至寿期末冷却剂的硼浓度已经很低，无法通过稀释方式(大的稀释量仅能带来较小的硼浓度改变，导致需处理的可复用废液大量增加)释放足够的反应性来维持反应堆的正常运行，而反应堆的换料设计对每个燃料循环的燃耗深度有要求，如果无法达到要求的燃耗则可能超出换料安全论证的范围，需开展紧急换料设计，此外未达到设计燃耗也将影响下一循环堆芯设计参数计算结果的准确性。
此时就需要通过其他方式来补偿由于燃耗增加的负反应性，根据上面的反应性公式可知，理论上可以通过改变、、来进行反应性补偿：提升控制棒引入正反应性可以引入正反应性以补偿燃耗的损失，但是由于满功率运行时控制棒全部位于堆芯上部，继续提升控制棒将导致上部功率增加，反应堆的轴向功率偏移(AO)将向正方向移动。
由于寿期末AO本来就偏正，且接近LCO阈值，提升控制棒将导致AO可能超出运行技术规范要求的范围，因此滑功率运行通常不选择通过提棒来补偿反应性；氙毒由于不能直接控制，所以也无法直接用于该工况下反应性补偿；降低反应堆功率可以引入正反应性来补偿燃耗的反应性损失，这也是寿期末理论和实践均可行的唯一方式。
核反应堆物理分析 第8章
为保证反应堆安全、稳定地运行， 为保证反应堆安全、稳定地运行，功率系数在整个寿期内 一般应为负值。 一般应为负值。 从核电厂运行角度看，更有意义的是功率系数的积分效应， 从核电厂运行角度看，更有意义的是功率系数的积分效应， 即功率亏损。“亏损”非指功率的亏损，指当反应堆功率提升 功率亏损。 亏损”非指功率的亏损， 时，向堆芯引入的负的反应性效应。是反应性亏损，而非功 向堆芯引入的负的反应性效应。 反应性亏损， 率的亏损。功率亏损 ∆ρ PD 指从零功率变化到满功率时的反应 率的亏损。 性的变化， 性的变化，
第 8 章 温度效应与反应性控制
反应堆运行期间,核燃料燃耗、 反应堆运行期间 核燃料燃耗、核裂变产物的积累都会引 核燃料燃耗 起反应性变化。另一方面，运行期间堆芯温度也不断变化， 起反应性变化。另一方面，运行期间堆芯温度也不断变化， 如从冷态至热态温度变化为 至热态温度变化为200~300K。功率改变时堆芯温 如从冷态至热态温度变化为 。 度也发生变化。堆芯温度及分布发生变化将引起以下变化： 度也发生变化。堆芯温度及分布发生变化将引起以下变化： 燃料温度变化。由于多普勒效应，共振吸收增加。 燃料温度变化。由于多普勒效应，共振吸收增加。 慢化剂密度变化。慢化能力及慢化性能改变。 慢化剂密度变化。慢化能力及慢化性能改变。 中子截面的变化。中子截面是温度的函数。 中子截面的变化。中子截面是温度的函数。 可溶硼溶解度的变化。 可溶硼溶解度的变化。温度变化引起冷却剂中硼溶解度 发生变化。 发生变化。 以上变化将导致堆芯有效增殖因子的变化， 以上变化将导致堆芯有效增殖因子的变化，从而引起 反应性的变化，这种物理现象称为反应堆的“温度效应 反应性的变化，这种物理现象称为反应堆的 温度效应 反应堆的 温度效应”。
8.1.2 燃料温度系数
《核反应堆物理基础》课件——第四章 温度效应
率。 • 使反应堆总有足够大的后备反应性。
（即使掉到坑底，后备反应性仍然是正的）
反应堆中没有任何控制毒物情况下的超临界反应性称为反应 堆的后备反应性或剩余反应性。
碘坑中启动或提升功率的危险性
➢开堆或提升堆功率时，随着通量的上升，氙大量烧损， 相当于引入正的反应性。
P d
dP
i
Ti
Ti P
x
x P
TF
TF P
TM
TM P
VM
Tx P
功率系数是所有反应性系数变化的综合，与反应堆核特性相 关，与热工水力特性也有关。
裂变产物中毒
裂变产物：
指裂变碎片及其衰变产物, 300多种。
裂变产物中毒：
意思是反应堆因裂变产物的生成而中 毒。中毒者是反应堆，放毒者是某些裂变产物。
一段时间内135Xe浓度有可能增加
135Xe浓度有可能到达一极值后，开始逐渐减小，因为？？
碘坑：NXe先↑后↓，ex先↓后↑现象
碘坑时间tI: 停堆时刻开始直到剩余反应性 又回升到停堆时刻时所经历的时间
允许停堆时间tp: 在tI内，若剩余反应性还大 于零，则反应堆可靠移动控制棒来启动，这 段时间为tp
停堆后135Xe中毒
135Xe产生途径： 直接裂变、135I衰变
135Xe消失途径： • 停堆后：
135Xe吸收中子、 135Xe衰变
• =0, 135Xe的裂变产额=0； 135I继续衰变为135Xe，但135Xe不再 有吸收中子而消失，只能通过衰变消失，而135Xe得半衰期大 于135I半衰期，因此停堆后:
dI dTF
西交大核研试卷参考答案
西安交通大学2008年攻读硕士学位研究生入学考试试题（反应堆物理部分）参考答案一、术语解释 1、燃耗深度：对核燃料在反应堆内的停留时间和使用寿命，通常用燃耗深度来表示；燃耗深度是装入堆芯的单位重量核燃料所产生的总能量的一种度量。
补充知识：（1） 通常把装入堆芯的单位质量燃料所发出的能量作为燃耗深度的单位， 即焦耳/公斤铀（J/kg ）。
但在工程中，习惯上常以装入堆内每吨铀所发出的热能（以为单位）作为燃耗深度单位，即兆瓦*日/吨铀。
1tuW tN α⋅=（兆瓦*日/吨铀）式中的tN和u W 分别为核燃料的质量（吨）和它所发出的能量（兆瓦 *日）。
若以为燃料，则它的单位为（兆瓦*日/吨铀）。
在计算核燃料质量时应该注意：它是指燃料中含有重元素（铀、钚和钍）的质量，例如以二氧化铀为燃料时，在 计算u W 时，必须把燃料中的氧所占分数扣出除。
（2） 燃耗深度的第二种表示形式为燃耗掉的易裂变同位素的质量B W 和装载的易裂变同位素质量f W 的比值：2100%B fW W α=⨯（3） 燃耗深度的第三种表示形式为：燃耗掉的易裂变同位素的质量BW （公斤）与装载的燃料质量uW （吨）的比值：3BuW W α=2、反应堆周期：中子密度变化 e 倍所需的时间称为时刻反应堆周期T 。
1()tn t eω 11T ω=通常还用中子密度的相对变化率直接定义反应堆周期T ，即令()n t T dn dt=3、控制棒价值：即控制棒的反应性价值，是指在堆芯内有控制棒存在时和没有控制棒存在时的反应性之差。
补充知识：（1）控制棒的微分价值：控制棒在堆芯不同高度处移动单位距离所引起的反应性变化。
控制棒位于顶部与底部时，非线性关系中部，微分价值较大，近似线性关系。
反应堆中调节棒的调节段一般都选择在堆芯的轴向中间区段。
（2）控制棒的积分价值：当控制棒从一初始参考位置插入到某一高度时，所引入的反应性。
参考位置选择堆芯顶部，则插棒向堆芯引入负反应性。
慢化剂温度系数
∆ρ f = α f × ∆T f …………………………(4)
式 ∆T f 4
中 4
444
4
5
555
5
555
少。
5
55负的越
2) 燃耗的影响：
从寿期初（BOL）到寿期末（EOL）,有三个因素影响了 Doppler 功率系数，即燃料芯块 与包壳气隙的热导率、钚的产生和积累以及燃料芯块与包壳间气隙减小。
2.4.3 空泡功率系数
图7
5
对应功率水平变化 1%FP 时汽泡率的改变，所引起的反应性的变化量称为空泡功率系数。 由于接近满功率时才会产生局部沸腾，而此工况下的临界硼浓度远远低于产生正温度系 数的硼浓度限值，故在整个寿期内，空泡效应和空泡系数总是负值。 虽然空泡系数的绝对值较大，但 1%功率的变化中（例如 99%到 100%）空泡率的变化却 很小，故空泡功率系数对总的功率系数αp 的影响是很小的，在正常功率变化的反应性分析时 往往将它忽略不计。 综合 Doppler 功率系数，慢化剂功率系数及空泡功率系数的分析，图 8 给出寿期初(BOL) 和寿期末(EOL)总的功率系数αp 随功率水平的变化曲线。
关键词：压水堆核电厂 燃料温度系数 慢化剂温度系数 启堆死区
一、概述
众所周知，反应性可由冷却剂（慢化剂）中的含硼量，控制棒位置，燃耗及功率等诸因 素的变化而改变。从动态角度看燃料温度系数，慢化剂温度系数在其中起到极为重要的作用。 我国已有 27 个堆年的压水堆运行经验，关于这些影响因素已有了较清晰的认识。随着运行经 验的积累，也发现了一些新问题。例如首次装料和换料堆芯寿期初（BOL）、热态零功率（HZP）、 全部控制棒提出堆外（ARD）状态下，慢化剂温度系数出现正值（αm>0），应如何对待这种 偏离技术规范的情况?有何潜在风险?应采取什么限制措施？又如慢化剂温度系数在功率运行 下必须为负值，是否此温度系数越负越好？又如换料循环寿期末一旦发生紧急停堆，如要在 热态零功率下重新启堆，是否一定会遇到“死区”的问题？这些问题的解决有必要对压水堆 温度系数作进一步深入研究和讨论。
燃耗信任制技术在压水堆乏燃料贮存水池中应用的研究
燃耗信任制技术在压水堆乏燃料贮存水池中应用的研究
传统上，在分析乏燃料贮存、运输中的临界安全问题时，以燃料的最高富集度，即以新燃料的富集度为依据。
采用新燃料假设，可以简化计算，而且对相关的管理措施要求较少，但这是一种过于保守的方法，大大限制了乏燃料在贮存和运输中的效率。
燃耗信任制则是在分析临界安全时考虑辐照后燃料的反应性降低。
它可以有效的提高乏燃料在贮存和运输中的经济性。
本文分析PWR乏燃料贮存水池在采用燃耗信任制技术时所需注意的问题。
采用燃耗信任制技术进行乏燃料水池临界计算，要分两步进行。
首先要计算乏燃料组件中同位素的积存量。
然后再利用上一步计算得到的乏燃料成分，对特定结构的水池进行临界安全分析。
这里需要解决几个问题：对计算乏燃料同位素组成程序的选取和验证；对进行临界分析程序的选取和验证；选取燃料组件在反应堆内和堆外各参数条件的包络情况以确保最后的临界安全分析是保守的。
最终要清晰地表示出一个特定的水池对可装入(符合临界安全标准)乏燃料组件的要求。
本文针对这些问题进行了一系列分析。
推荐SCALE4加MCNP4的程序组合作为燃耗信任制分析的工具；分析了要考虑的包络因素，特别是对乏燃料轴向燃耗的不均匀分布对临界安全分析的影响；利用推荐的程序和包络分析结论对大亚湾乏燃料贮存水池进行了初步的临界安全分析，给出了一个清楚的燃耗信任制计算流程。
尽管燃耗信任制技术能够带来很大的经济效益，但要在实际中应用，必须在技术上和管理上达到相当高的水平，如核电站提供可靠的燃耗数据，对每个
燃料组件在堆内的辐照历史都要有详尽的记录，必须有组件燃耗测量装置，所有的理论分析都需有适当的实验数据支持等。
轮机燃烧过程的数值分析
轮机燃烧过程的数值分析轮机作为船舶动力系统的核心组成部分，其燃烧过程的效率和稳定性对于船舶的运行性能和经济性具有至关重要的影响。
对轮机燃烧过程进行数值分析，是深入理解和优化燃烧性能的重要手段。
燃烧过程是一个极其复杂的物理化学变化过程，涉及到燃料的喷射、雾化、蒸发、混合、燃烧以及热量传递和气体流动等多个相互关联的子过程。
在轮机中，燃烧通常发生在一个封闭的燃烧室中，受到诸如缸内压力、温度、气流速度等多种因素的综合影响。
数值分析的第一步是建立合理的数学模型。
这需要对燃烧过程中的各种物理和化学现象进行准确的描述。
例如，对于燃料的喷射和雾化过程，通常采用喷雾模型来模拟燃料液滴的尺寸分布、速度和轨迹。
而对于燃料的蒸发过程，则需要考虑液滴与周围气体的热交换以及液滴内部的传热传质。
在混合过程的模拟中，湍流模型是关键。
常见的湍流模型如kepsilon 模型和雷诺应力模型等，可以用来描述燃烧室内气流的湍流特性，从而预测燃料和空气的混合程度。
燃烧反应模型则用于描述燃料与氧气的化学反应过程。
常用的燃烧反应模型包括化学反应动力学模型和总包反应模型。
化学反应动力学模型能够详细地描述各种基元反应，但计算量较大；总包反应模型则通过简化反应机理，在保证一定精度的前提下提高计算效率。
在建立数学模型之后，需要选择合适的数值方法来求解控制方程。
有限体积法是在轮机燃烧数值分析中应用较为广泛的一种方法。
它将计算区域划分为一系列的控制体积，通过对每个控制体积上的控制方程进行积分和离散化，得到一组代数方程组，然后通过求解这些方程组来得到流场和燃烧场的数值解。
网格的生成也是数值分析中的一个重要环节。
网格的质量和密度直接影响计算结果的准确性和计算效率。
在轮机燃烧室内，由于几何形状复杂，通常需要采用结构化网格和非结构化网格相结合的方式来生成网格。
在靠近壁面等关键区域，需要加密网格以提高计算精度。
边界条件的设定对于数值分析的准确性也至关重要。
入口边界条件通常包括燃料和空气的流量、温度和压力等参数。
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（ 军 工 程 大 学 核 能科 学 与工 程 系 ， 北 武汉 海 湖 ４０３） ３ ０ ３
摘要 ： 据船用压水堆临界棒位 、 根 固体 可 燃 毒 物 以 及 核 燃 料 物 理 性 能 随 燃 耗 的 变 化 规 律 ， 析 了 这 些 参 分 数 变 化 对 反 应 堆 温 度 系 数 的 影 响 ， 出船 用 压 水 堆 温 度 系 数 随 燃 耗 的 变 化 规 律 ， 得 即在 整 个 燃 耗 寿 期 内 ， 船 用压 水堆 具有 负 的 温度 系数 ， 随 燃 耗 的加 深 温 度 系 数 的绝 对 值 将 逐 渐 减 小 。 但 关键词 ： 用压水堆 ； 船 温度 系数 ； 耗 效 应 燃
ＣＨ Ｅ Ｙｕ ｑｎ Ｎ — ｉ ｇ，ＣＡＩＱｉ
（ ｐ ｒｍｅ ｔ ｆ Ｎｕ ｌａ ｅｇ ｃｅ ｃ ｎ ｇｉｅ ｒｎ Ｄｅ ａ ｔ ｎ ｃｅ ｒＥｎ ｒ ｙ Ｓ ｉｎ ｅａ ｄ Ｅｎ ｎ ｅｉ ｇ， ｏ Ｎａ ａ ｉ ｅｓｔ ｆ Ｅｎ ｉ ｅｒｎ ｖ ｌＵｎｖ ｒｉｙ ｏ ｇ ｎ ｅ ｉ ｇ，Ｗｕ ａ ３ ０ ３ ｈ ｎ ｈ ｎ ４ ０ ３ ，Ｃ ｉａ）
对 于船用 压水 堆 ， 其应 用环 境 的限制 ， 受 正 常 运行 期 间堆 芯 内没 有液 态 毒 物 ， 芯反 应 性 堆 主要 靠控 制棒 控制 ， 负荷 变换 频繁 ， 温度 系数 符
号及 大小 对反应 堆 的调节 和运 行安 全有 着重 要
燃 耗效 应 分 析 的基 础 上 ， 分析 随燃 耗 的加深 影
１ 船 用压水 堆等温温 度 系数 昕 测量原理 பைடு நூலகம்
对 于船用 反应 堆 ， 一定燃 耗 寿期后 ， 经 需进
收 稿 日期 ： ０ ８０ — ０ 修 回 日期 ：０ ８ ０ —８ ２ ０—６３ ； ２ ０ — ７２
作 者 简 介 ： 玉 清 （ ９Ｏ ）男 ， 南 驻 马 店 人 ， 师 ， 士 研 究 生 ， 反应 堆 安 全 分 析 专 业 陈 １８ ， 河 讲 博 核
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中 图分 类号 ： Ｌ ２ Ｔ ３６ 文献标志码 ： Ａ 文章 编 号 ：０ ０ ６ ３ （ ０ ８ Ｓ — ｌ １０ １ ０ — ９ １ ２ ０ ） ＯＯ ９ — ３
Ａｎ ｌ ｓ ｓｏ ｍ ｐｅ ａ ｕ ｅ Ｃｏ ｆ ｉ ｉ ｎ ｉｈ Ｂｕ ｎｕ ｎ ｒ ａ ｅ ａ ｙ ｉ ｆ Ｔｅ ｒ ｔ ｒ ｅ ｆｃ ｅ ｔ Ｗ ｔ ｒ ｐ Ｉ ｃ ｅ ｓ ｆ ｒ Ｍ ａ ｉ ｅ Ｐｒ ｓ ｕ ｉ ｅ ａ ｅ ａ ｔ ｒ Ｏ ｒ ｎ ｅ ｓ ｒ ｚ ｄ Ｗ ｔ ｒ Ｒｅ ｃ ｏ
响温度 系数 的 主要 因素 ， 过模 拟 实验 测 量分 通
析 和 物理 启 动 实验 实测 数 据 的对 比 ， 以得 出船
用 压水堆 温度 系数 随燃耗 的变 化规律 。
影 响 。为保证 反 应堆 的 自稳 自调 特性 ， 水 堆 压
设计 的基 本准 则之 一就是 要求 在整 个堆 芯寿 期 内必 须具 有 负的温 度系数 。本 文在 船用 压水 堆
Ａｂ ｔａ ｔ Ａｃ ｏ ｄ ｎ ｏｔ ｅｖ ｒ ｉ ｇ ｌｗ ｆｔ ｅｍａ ｉ ｅｐ ｅ ｓ ｒ ｅ ｔｒｒ ａ ｔ ｒ（ Ｗ Ｒ） ｓｒ ｃ ： ｃ ｒ ｉ ｇ ｔ ｈ ａ ｙｎ ａ ｏ ｈ ｒｎ ｒ ｓ ｕ ｉ ｄ ｗａ ｅ ｅ ｃｏ Ｐ ｚ
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第４ 卷增 刊 ２
２０ 年９ ０８ 月
原
子
能
科
学
技
术
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燃 耗对 船用 压 水 堆 温 度 系数 的 影 响效 应 分 析