核反应堆燃料管理
管理类《核反应堆物理》第7部分(堆芯燃料管理)
优化问题的特点
➢ (1)该优化问题是一个与时间有关的动态规划问题;
➢ (2)由于燃料组件位置、可燃毒物数量等控制变量在可行域内是离散变 化的，因此该问题必须用通常变量优化困难得多的整数规划方法求解；
➢ (3)问题的非线性，例如堆芯的燃耗分布与堆芯功率分布之间存在着密 切的互相依赖关系；
➢ (4)目标函数与部分约束条件不能用表达式直接表示。它们的值只能通 过求解复杂的反应堆多维中子扩散方程和燃耗方程来获得；
基本物理量
3. 循环燃耗BUC和卸料燃耗Bud
– 堆芯核燃料在经历一个运行循环后所净增的平均燃耗深度称为该 循环的循环燃耗，用BUC 表示。
– 新燃料进入堆芯开始，经过若干个循环，最后卸出堆芯时所达到 的燃耗深度称为卸料燃耗深度，用BUd 表示。
4. 负荷因子
– 在给定时间间隔内（例如循环周期），电站实际提供的能量与额 定功率定值和该时间间隔的乘积的比值。负荷因子是核电厂经济 性的重要指标之一，也是衡量核电厂的设计、运行以及一个国家 的工艺水平的指标。
7.1 核燃料循环概述
燃料管理的目的
➢ 核电厂的运行成本优于常规电厂，其主要原因在于它的燃料成本相对 较低，而核电厂燃料成本的高低又取决于堆芯燃料管理的优劣。
➢ 一个优化的核燃料管理方案，可以加深燃料的燃耗深度，从而提高燃 料利用率；可以获得更均匀的堆芯热功率分布，从而有利于载出更多 热量，使得核电厂电价降低。
模拟退火法
➢ 模拟退火法是在20世纪80年代发展起来的一种随机优化方 法。它利用高温固体退火过程与组合优化问题之间的类似 性，来迭代求解优化问题。
谢谢
压水堆装料换料布置方式
3. 由周边向中心分批移动装料（外-内换料方案）
➢ 方法：新燃料组件装入堆芯周边区，然后将燃料组件逐渐向中心移动 ，而最后乏燃料组件在中心区卸下。
核反应堆的风险管理与安全措施
核反应堆的风险管理与安全措施核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的设备，它在能源生产、医学、科研等领域发挥着重要作用。
然而，核反应堆的运行也伴随着一定的风险，一旦发生事故，可能会导致严重的后果。
因此，对核反应堆的风险进行管理，并采取相应的安全措施，是保障核能安全的重要举措。
一、核反应堆的风险管理核反应堆的风险管理是指对核反应堆运行过程中可能出现的各种风险进行识别、评估和控制的过程。
核反应堆的风险主要包括以下几个方面：1. 辐射风险：核反应堆运行过程中会产生辐射，如果辐射泄漏或超过安全限值，可能对人体和环境造成危害。
2. 燃料失控风险：核反应堆中的燃料需要严格控制，一旦燃料失控，可能导致核反应堆失控，引发事故。
3. 冷却系统故障风险：核反应堆需要通过冷却系统来控制温度，一旦冷却系统故障，可能导致核反应堆过热，引发事故。
4. 核材料泄漏风险：核反应堆中的核材料需要严密封闭，一旦核材料泄漏，可能对人体和环境造成严重污染。
为了管理核反应堆的风险，需要采取以下措施：1. 设立专门的风险管理机构：建立专门的机构负责核反应堆的风险管理工作，包括风险识别、评估和控制等。
2. 制定风险管理计划：制定详细的风险管理计划，明确风险管理的目标、任务和措施，确保风险管理工作的有序进行。
3. 进行风险评估：对核反应堆运行过程中可能出现的各种风险进行评估，确定风险的严重程度和可能性，为后续的风险控制提供依据。
4. 采取风险控制措施：根据风险评估结果，采取相应的风险控制措施，包括技术措施、管理措施和应急措施等，确保核反应堆的安全运行。
二、核反应堆的安全措施为了确保核反应堆的安全运行，需要采取一系列的安全措施，包括以下几个方面：1. 设计安全：核反应堆的设计应考虑各种可能的事故情况，采取相应的措施来防止事故的发生或减轻事故的后果。
2. 安全培训：核反应堆的操作人员需要接受专门的培训，熟悉核反应堆的运行原理和安全操作规程，提高应对事故的能力。
核电机组燃料管理与储存技巧
核电机组燃料管理与储存技巧核电机组是一种利用核能产生电能的发电设备，它具有高效、清洁和可持续等特点，因此在今天的能源发展中扮演着重要的角色。
核电机组燃料管理与储存是确保核电站安全、高效运行的重要环节。
本文将介绍一些核电机组燃料管理与储存的技巧，以提高其运行效率和安全性。
1. 燃料运输和储存核电机组燃料运输和储存是确保燃料安全、有效使用和维护的关键步骤。
首先，燃料应该通过合适的运输工具如卡车、铁路或者船只，以确保其安全运输到核电站。
在运输过程中，应该建立完善的运输安全措施，包括确保车辆和船只符合安全要求，运输过程中进行定期检查和报告。
在核电站内，燃料应该储存在特定的燃料池中，这些燃料池应具备良好的密封、冷却和辐射屏蔽等特性，以保护燃料不受外界环境的干扰。
此外，储存区域还应设有适当的监测装置，以检测和报告任何可能的渗漏或辐射泄漏。
2. 燃料寿命管理核电机组燃料在反应过程中会逐渐衰变和燃尽，因此需要进行寿命管理以确保及时更换燃料。
寿命管理包括对燃料进行定期的衰减分析和监测，以确定其寿命和更换时机。
通过使用特定的仪器和技术，可以测量燃料中的放射性衰变产物，并计算出其寿命。
一旦燃料寿命达到预定值，应及时进行更换以确保核反应堆的正常运行。
3. 燃料损耗控制燃料损耗是指核电机组在运行过程中由于不可避免的核子衰变和其他因素导致燃料的减少。
为了控制燃料损耗，核电机组需要采取一系列措施。
首先，应优化核反应堆的设计和运行参数，以减少核反应过程中的燃料消耗。
其次，可以通过监测和控制燃料在反应过程中的衰竭和废弃物的产生，以减少燃料损耗。
此外，还应定期对燃料进行检查和维护，以确保其正常运行和寿命。
4. 废料处理和储存核电机组在燃料使用过程中产生的废料需要进行妥善处理和储存，以确保环境和人类的安全。
废料处理包括收集、分类、封存和处置等步骤。
首先，应收集和分类不同类型的废料，例如液体废料和固体废料。
然后，废料应封存在合适的容器中，以防止渗漏和泄漏。
核反应堆的运行模式与调控策略
核反应堆的运行模式与调控策略核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的装置。
它是现代能源领域的重要组成部分，广泛应用于核电站、核动力舰艇等领域。
核反应堆的运行模式和调控策略对于保证核反应堆的安全运行和高效发电至关重要。
本文将介绍核反应堆的运行模式和调控策略，并探讨其在实际应用中的意义。
一、核反应堆的运行模式核反应堆的运行模式主要分为稳态运行和临界态运行两种。
稳态运行是指核反应堆在一定的功率水平上保持稳定运行的状态。
在稳态运行模式下，核反应堆的功率输出基本保持不变，核燃料的裂变产物和中子吸收物质的浓度也基本保持稳定。
稳态运行模式适用于核电站等需要长时间稳定供电的场合。
临界态运行是指核反应堆的功率输出与中子吸收物质的浓度保持动态平衡的状态。
在临界态运行模式下，核反应堆的功率输出可以根据需求进行调整，核燃料的裂变产物和中子吸收物质的浓度也会相应变化。
临界态运行模式适用于核动力舰艇等需要根据实际情况进行功率调整的场合。
二、核反应堆的调控策略核反应堆的调控策略主要包括反应性调控和功率调控两个方面。
反应性调控是指通过调整中子吸收物质的浓度来控制核反应堆的反应性。
中子吸收物质可以是稳定的或可移动的，通过增加或减少中子吸收物质的浓度，可以改变中子的流动速度和能量，从而控制核反应堆的反应速率。
反应性调控是核反应堆运行中最基本的调控策略，对于保证核反应堆的稳定运行至关重要。
功率调控是指通过调整核反应堆的功率输出来满足实际需求。
核反应堆的功率输出可以通过改变燃料棒的数量、燃料棒的排列方式、燃料棒的寿命等方式进行调整。
功率调控是核反应堆运行中的高级调控策略，可以根据实际需求进行灵活调整，保证核反应堆的高效发电。
三、核反应堆运行模式与调控策略的意义核反应堆的运行模式和调控策略对于保证核反应堆的安全运行和高效发电具有重要意义。
首先，核反应堆的运行模式和调控策略可以保证核反应堆的稳定运行。
稳态运行模式和反应性调控策略可以使核反应堆的功率输出保持稳定，避免功率波动对设备和系统的损害。
核反应堆的燃料性能与管理研究
核反应堆的燃料性能与管理研究核反应堆作为现代能源领域的重要组成部分，其燃料的性能和管理对于核能的安全、高效利用起着至关重要的作用。
首先，我们来了解一下核反应堆燃料的性能特点。
核燃料通常是由可裂变物质组成，如铀 235 或钚 239 。
这些物质在受到中子轰击时会发生链式裂变反应，释放出大量的能量。
核燃料的性能关键在于其裂变能力、能量释放效率以及半衰期等方面。
铀 235 是目前广泛使用的核燃料之一，其裂变截面较大，容易发生裂变反应，但在天然铀中的含量较低，需要通过浓缩等工艺提高其含量。
而钚 239 则通常是在反应堆中通过铀 238 吸收中子转化而来。
核燃料的性能还与其物理形态有关。
常见的核燃料形态包括金属燃料、陶瓷燃料和弥散型燃料等。
金属燃料具有良好的导热性能，但在高温下容易变形和肿胀。
陶瓷燃料则具有较高的熔点和热稳定性，但导热性能相对较差。
弥散型燃料则是将燃料颗粒分散在基体材料中，综合了两者的一些优点。
在核反应堆的运行过程中，燃料的性能会逐渐发生变化。
例如，随着裂变反应的进行，燃料中的可裂变物质会逐渐减少，同时会产生一些裂变产物，这些裂变产物会吸收中子，影响反应堆的反应性。
此外，燃料元件在长期的辐照和高温环境下，还可能会出现肿胀、破裂等问题，影响燃料的性能和安全性。
接下来，我们探讨一下核反应堆燃料的管理。
燃料管理的首要目标是确保反应堆的安全运行，同时尽可能提高燃料的利用率，降低核废料的产生量。
在燃料装载方面，需要根据反应堆的类型、功率和运行模式等因素，合理安排燃料元件在堆芯中的位置和分布。
通过优化燃料装载方案，可以实现反应堆反应性的均匀分布，减少局部热点的产生，提高反应堆的安全性和经济性。
燃料的换料策略也是燃料管理的重要环节。
常见的换料方式有定期换料和不定期换料。
定期换料是在预定的时间间隔内更换一定比例的燃料元件，这种方式操作相对简单，但可能会导致一些燃料未充分利用。
不定期换料则根据燃料的性能和反应堆的运行状况灵活调整换料时间和换料量，可以更好地提高燃料利用率，但对反应堆的监测和控制要求较高。
核燃料管理与优化-2
• 在安全的基础上，通过堆芯装载方案的优化设计， 达到既满足电站发电计划的需求，又最大程度降 低燃料成本的目的。
1000 1017
2000
912
3000
807
4000
700
5000
594
6000
490
7000
387
8000
287
9000
188
10000 92
10872 10
平衡循环堆芯功率与燃耗分布
•BLX
平衡循环堆芯功率与燃耗分布
•MOL
平衡循环堆芯功率与燃耗分布
•EOL
初始循环富集度的确定
• 通常选择平衡循环燃料富集度作为首循环堆芯的 一种富集度
•循环燃耗随批料数n 的增加而减小
•卸料燃耗随批料数n 的增加而增加。
•连续换料可使卸料 燃耗比一批换料增大 一倍
•3批换料可使卸料燃 耗增大50%
平衡循环特性分析-3
新料富集度固定
• 循环初始剩余反应性随批料数的增加而减少
• 3批换料可使循环初始剩余反应性减少50%
1 n
( 0 Bnc )(0 2B nc ) (0 3 Bnc)
首循环堆芯装载图
•三种燃料富集度
– 1.8% – 2.4% – 3.1%
•←图中数字代表硼硅玻
璃可燃毒物棒根数
平衡循环堆芯装载图
•3批年换料策略 •out-in 方案 •换料燃料富集度
– 3.2%
核燃料使用后的处理流程
核燃料使用后的处理流程1. 前言核燃料是用于核能发电和其他核应用的关键材料。
在核反应堆中使用一段时间后，核燃料会产生一定的放射性废物，需要进行处理和管理。
本文将介绍核燃料使用后的处理流程以及相关环境保护措施。
2. 核燃料卸下当核燃料使用一段时间后，需要将其卸下并进行后续处理。
核燃料卸下是一个复杂而严谨的过程，需要在严格的安全措施下进行。
卸下后的核燃料需要储存在安全可靠的容器中，以防止辐射泄漏、核材料外泄或意外事故发生。
3. 核燃料储存卸下后的核燃料需要进行储存，以便后续处理。
储存方式包括湮灭库存、干式储存和湿式储存等。
3.1 湮灭库存湮灭库存是一种将核燃料与玻璃等材料结合，形成稳定的块状体，以防止核材料的泄漏。
湮灭库存可以使核燃料长期稳定地储存，减少辐射泄漏的风险。
3.2 干式储存干式储存是将核燃料储存在密封的金属容器中，通过与空气隔绝以减少核材料的氧化和腐蚀。
干式储存通常用于临时储存，可以将核燃料安全地保存多年。
3.3 湿式储存湿式储存是将核燃料放置在密封的容器中，浸泡在水或其他液体中。
这种储存方式可以有效地减少核燃料的辐射释放，并提供放射性监测和处理的便利性。
4. 核燃料后处理核燃料后处理是指对已使用的核燃料进行处理、处理和短暂贮存，以减少其放射性和危险性，提取可再处理的物质，并为潜在的最终处理方式做准备。
核燃料后处理主要包括：4.1 辐射泄漏和冷却核燃料卸下后会继续产生热量和辐射。
在后处理过程中，需要对核燃料进行适当的冷却和辐射监测，以确保工作人员的安全和环境的保护。
4.2 提取可再处理的物质核燃料后处理的关键步骤之一是提取可再处理的物质。
这些物质可以用于再生燃料制备、放射性核废料的处理和其他核应用。
4.3 高活度废液处理核燃料后处理会产生一定数量的高活度废液。
这些废液需要进行处理和安全贮存，以防止对环境和人体造成危害。
4.4 废物贮存和处理核燃料后处理过程中产生的固体废物需要经过特殊处理和储存，以防止辐射泄漏和污染。
HAD103-03核电厂堆芯和燃料管理
HAD103/03核电厂堆芯和燃料管理（1986年11月28日国家核安全局批准发布）本导则自发布之日起实施本导则由国家核安全局负责解释1引言1.1概述1.1.1《核电厂运行安全规定》（HAF103,以下简称《规定》）为实施核电厂堆芯和燃料管理确定了基本原则和目标。
本导则是对《规定》有关条款的说明和补充。
本导则是指导性文件，在实际工作中可以采用不同于本导则规定的方法和方案，但必须向国家核安全部门证明，所采用的方法和方案至少具有同等的安全水平，不会对厂区人员和公众增加风险。
1.1.2在本导则中，堆芯管理包括下列各项活动，这些活动是为保证在达到燃料的有效利用的同时满足燃料完整性的安全要求（见安全导则HAD103/01《核电厂运行限值和条件》）：（1）制定和颁发燃料和堆芯部件的采购、装料、使用、卸料和试验的技术条件，需要时，还应包括堆芯部件的维修和监督要求；（2）预计和监测堆芯状态，其中包括为评价核特性和热工特性需作的各项试验；（3）审查和评价属于堆芯特性的异常事件和其他不正常的观测结果；（4）管理和被查改进燃料和堆芯部件的各项提议。
1.1.3在本导则中，燃料管理包括未辐照燃料和已辐照燃料的移动，不停堆换料电厂的燃料贮存，燃料发送准备和厂内运输。
在本导则中，堆芯部件通常是指除在核电厂运行期间要留在堆芯的燃料以外的所有物项。
本导则也包括堆芯部件的管理。
1.1.4本导则不涉及与设计方面有关的、可由核电厂营运单位负责的堆芯管理工作，例如：按既定政策来确定已辐照燃料贮存高州的总容量，确定新型燃料和新型堆芯部件的技术条件等。
这些工作在《核电厂设计安全规定》及其安全导则中有论述。
1.1.5核电厂营运单位的责任是保证对以上工作的管理作出满意的安排。
这些工作可根据核电厂营运单位的决策，以厂址为基础由几个核电厂联合安排，或者聘用顾问或制造者来安排。
由于受燃料和电厂设计限值以及运行期间堆芯动态工况的限制，无论选用哪种管理方法，设计单位和运行单位紧密联系是必要的。
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核反应堆燃料管理：对整个核燃料循环提出安全经济的管理策略
堆前管理：核燃料的勘探和制造
堆内燃料管理：反应堆运行期间的管理
堆后管理：燃烧后的乏燃料的处理管理
核燃料转换：通过中子俘获，将可裂变核素转换成易裂变核素
转换比（CR）：反应堆中每消耗一个易裂变材料原子所产生新的易裂变材料的原子数。
剩余反应性：除去控制毒物，反应堆所具有的初始反应性
循环长度：一次装料后，反应堆满功率运行的时间
换料周期：反应堆两次停堆换料之间的时间间隔
燃耗深度：装入堆芯的单位质量燃料所发出的能量
卸料燃耗深度：从堆芯中卸除的燃料所达到的燃耗深度
初始循环：反应堆首次启动运行的第一个循环
过渡循环：从第二循环开始一直延续到平衡循环为止的循环平衡循环：每个循环的性能参数都保持相同
扰动循环：由于燃料棒破损等原因导致平衡循环被破坏，直至新的平衡循环建立前所有循环。
平均卸料燃耗：燃料循环结束后，将要从堆芯中卸掉的燃料组件的末期平均燃耗值。
三步法：将整个种子学计算分为栅元计算，组件计算和堆芯计算
两步法：直接由栅元计算到堆芯计算
栅元：一般是由燃料芯块，包壳和慢化剂构成的非均匀系统非燃料栅元：常规反应堆中除了燃料栅元以为的其他各种栅元，包括控制棒、可燃毒物、测量导管水洞等栅元
单通道模型：将冷却剂通道等效成水力当量直径为De的圆管通道，并对该通道求解质量守恒，能量守恒以及状态方程
咬量：限制主调节棒组的最小插入深度的位置
慢化剂温度系数：慢化剂平均温度每变化1°C引起的堆芯反应性变化
Doppler功率系数：功率每变化额定功率的1%时由于Doppler 效应引起的反应性变化
微分硼价值：堆芯单位硼浓度变化引起的反应性变化
落棒事故：功率运行时一束或几束控制棒落入堆芯引起功率畸变的瞬态事故
提棒事故：在次临界状态和功率运行状态下一束或几束控制棒失控抽搐的事故
堆芯换料优化：通过寻求满足约束条件的最优布料方案和可燃毒物布置方案，来达到最安全或最经济的目标。
任务：在多循环燃料管理所确定的燃料管理策略下，在确保核电厂安全运行的前提下，寻求堆内燃料组件和可燃毒物的最优空间布置，以是核燃料循环能量成本最小。
常用动力反应堆的燃料循环过程：1一次性通过燃料循环：核燃料经过反应堆燃耗后就直接作为核废料处理，不再进行回收使用的燃料循环2回收铀循环（Ru循环）：辐照过的燃料送后处理厂进行处理，从中提取Pu238，同时把回收的富集度约为0.8%的U235重新加以富集并制成新的燃料元件，送回反应堆中使用。
3燃料增殖循环：回收的燃料除供给反应堆本身的需要外，还会有剩余的易裂变同位素，可向其他的反应堆提供燃料4燃料联合循环：一个反应堆的乏燃料用
作另一个反应堆的燃料循环
堆内燃料管理的任务：在满足电力系统的能量需求和在核燃料资源结构的约束内，在电厂设计规范和技术要求的限制下，为核电厂一系列的运行循环作出其经济安全运行的全部决策。
提高平均卸料燃耗深度的措施：采用不同富集度的核燃料进行分区装料；采用化学补偿液来控制反应性和展平功率分布；选用在高温、高辐照条件下稳定性较好的二氧化铀和碳化铀来做燃料元件芯块；选取适当的芯块密度，以利于裂变气体的释放和防止密集化效应；选用稳定性较好，吸收截面较小的材料做燃料元件的包壳材料；改进燃料元件的加工工艺，提高加工精度。
燃料管理主要内容：1堆芯燃料管理策略以及换料方案的确定2初始堆芯及换料堆芯的核设计
初始装载堆芯向平衡循环过渡三种方式：1固定循环燃耗或循环的能量生产并固定一批换料量N，逐步调节每个循环的新料富集度2固定循环燃耗和新燃料组件的富集度，逐步调节每个循环的一批换料量N3固定新料的富集度和一批换料量，逐步调节每个循环的循环长度
多循环优化主要目的：通过优化设计，使反应堆以最优过渡态的方式向理想的平衡态逼近。
难点在于反应堆的多批换料导致各连续循环间发生耦合。
具体步骤：1简化堆芯模型2以第一步结果为指导，进行一次的真实堆芯物理模型下的单循环优化
均匀装料的缺点：1初期堆芯功率峰因子很大，因而限制了反应堆的输出功率2许多燃料元件的燃耗深度很浅，反应堆的平均卸料燃耗深度也很浅。
换料设计优化常用的约束条件：1整个循环期间堆芯的最大功率峰值小于许可值2燃料组件的最大卸料燃耗深度小于许可值3堆芯的慢化剂温度系数为负4停堆深度不低于某一规定值5新料的富集度一小某一规定值
遗传法的独特：1处理对象不是参数本身，而是对参数集体进行编码个体2采用同时处理群体中多个个体的方法3适用函数不仅不受连续可微的约束，而且定义域可以任意设定4不是采用确定性规则，而且采用概率的变迁来指导它的搜索方向
堆芯核设计包括1堆芯燃耗和燃料管理2堆芯功率能力3反应性控制4反应性系数5中子源
堆芯燃耗和燃料管理分析的目的：1确保设计选定的第一循环堆芯至平衡循环堆芯的燃料管理方案在技术上可行的2为热工水力设计、燃料性能分析、反应堆功率能力和反应性控制计算提供基础数据3为最终安全分析报告提供基础数据。
堆芯燃料管理初步安全评价：1堆芯径向功率峰因子2任何状态下慢化剂温度系数为负3反应堆停堆反应性裕量必须大于规定最小值4卸料组件燃耗满足燃料燃耗限制要求
换料堆芯安全评价分析的主要内容：1通用关键安全参数验证2特定事故关键安全参数验证3与超限参数对应的事故再评价或再分析
通用动力学关键安全参数：慢化剂密度系数，多普勒温度系数，多普勒功率系数，有效缓发中子份额，最大微分棒价值，最大瞬发中子寿命，沿轴向归一化的最小停堆反应性引入作另一个反应堆的燃料循环
堆内燃料管理的任务：在满足电力系统的能量需求和在核燃料资源结构的约束内，在电厂设计规范和技术要求的限制下，为核电厂一系列的运行循环作出其经济安全运行的全部决策。
提高平均卸料燃耗深度的措施：采用不同富集度的核燃料进行分区装料；采用化学补偿液来控制反应性和展平功率分布；选用在高温、高辐照条件下稳定性较好的二氧化铀和碳化铀来做燃料元件芯块；选取适当的芯块密度，以利于裂变气体的释放和防止密集化效应；选用稳定性较好，吸收截面较小的材料做燃料元件的包壳材料；改进燃料元件的加工工艺，提高加工精度。
燃料管理主要内容：1堆芯燃料管理策略以及换料方案的确定2初始堆芯及换料堆芯的核设计
初始装载堆芯向平衡循环过渡三种方式：1固定循环燃耗或循环的能量生产并固定一批换料量N，逐步调节每个循环的新料富集度2固定循环燃耗和新燃料组件的富集度，逐步调节每个循环的一批换料量N3固定新料的富集度和一批换料量，逐步调节每个循环的循环长度
多循环优化主要目的：通过优化设计，使反应堆以最优过渡态的方式向理想的平衡态逼近。
难点在于反应堆的多批换料导致各连续循环间发生耦合。
具体步骤：1简化堆芯模型2以第一步结果为指导，进行一次的真实堆芯物理模型下的单循环优化
均匀装料的缺点：1初期堆芯功率峰因子很大，因而限制了反应堆的输出功率2许多燃料元件的燃耗深度很浅，反应堆的平均卸料燃耗深度也很浅。
换料设计优化常用的约束条件：1整个循环期间堆芯的最大功率峰值小于许可值2燃料组件的最大卸料燃耗深度小于许可值3堆芯的慢化剂温度系数为负4停堆深度不低于某一规定值5新料的富集度一小某一规定值
遗传法的独特：1处理对象不是参数本身，而是对参数集体进行编码个体2采用同时处理群体中多个个体的方法3适用函数不仅不受连续可微的约束，而且定义域可以任意设定4不是采用确定性规则，而且采用概率的变迁来指导它的搜索方向
堆芯核设计包括1堆芯燃耗和燃料管理2堆芯功率能力3反应性控制4反应性系数5中子源
堆芯燃耗和燃料管理分析的目的：1确保设计选定的第一循环堆芯至平衡循环堆芯的燃料管理方案在技术上可行的2为热工水力设计、燃料性能分析、反应堆功率能力和反应性控制计算提供基础数据3为最终安全分析报告提供基础数据。
堆芯燃料管理初步安全评价：1堆芯径向功率峰因子2任何状态下慢化剂温度系数为负3反应堆停堆反应性裕量必须大于规定最小值4卸料组件燃耗满足燃料燃耗限制要求
换料堆芯安全评价分析的主要内容：1通用关键安全参数验证2特定事故关键安全参数验证3与超限参数对应的事故再评价或再分析
通用动力学关键安全参数：慢化剂密度系数，多普勒温度系数，多普勒功率系数，有效缓发中子份额，最大微分棒价值，最大瞬发中子寿命，沿轴向归一化的最小停堆反应性引入。