核反应堆物理分析

“模拟弹棒”试验是检查价值最大的一束控制棒“ 弹出”堆芯而引起的堆芯热点因子的变化，验证核电 厂最终安全分析报告中给出的限值是否得到满足。
5 换料堆芯安全评价
在每次换料时，堆芯的燃料管理方案都需要根据上 一循环的运行历史和实际测量的结果对燃料管理方案进 行必要的重新设计。因此，新循环的运行参数与FSAR中 的预测值会存在偏离。
燃料棒直径的选择需要综合考虑物理和热工的 影响。
从物理的角度看，燃料棒越细，空间自屏效应 的影响越小，逃脱共振俘获概率会减小，同样富集 度下会降低燃料的初始剩余反应性。
从热工的角度看，在满足燃料表面热流密度要求 的条件下，更细的燃料棒意味着线功率密度的减小， 从而增大了热工裕量，有利于反应堆安全。
(1
0
keff
ke2ff)
Nm
S 0 (1 keff
k
2 eff
km eff
)
N S0 1 keff
1／N 外推法：
M N 1 keff ,0 N 0 1 keff
中子计数率/番
M
0
1
1
2
2
4
3
8
4
16
5
32
6
64
keff
0.9500 0.9750 0.9875 0.9938 0.9969 0.9984 0.9992
在给定堆芯额定功率的基础上，通过线功率密度 的限值确定堆芯燃料棒的需求量，并进而给出初始的 堆芯高度和等效直径以及燃料的总装载量。
堆芯内燃料棒的总数N可由下式确定：
N F f PFQ qH
max
总的被控反应性的确定
3 堆芯物理设计计算
主要内容包括：
堆芯燃耗和燃料管理计算 功率能力计算 反应性控制计算 反应性系数计算 动态参数计算等。
吴宏春 西安交通大学
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1 堆芯物理设计基础 2 堆芯初始参数的选择 3 堆芯物理设计计算 4 反应堆物理启动试验 5 换料堆芯安全评价
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Hale Waihona Puke 1 堆芯物理设计基础常用的设计准则包括： (1)堆芯具有负的反应性反馈 (2)最大反应性的引入率不超过限制 (3)反应堆具有足够的停堆裕量 (4)反应堆满足平均和最大燃耗深度限值 (5)反应堆运行中不发生功率振荡
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堆芯燃耗和燃料管理计算为热工水力设计、燃 料性能分析、反应堆功率能力和反应性控制计算提 供基础的数据，并确保反应堆从第一循环堆芯至平 衡循环的燃料管理方案在技术上是可行的，为最终 安全分析报告(FSAR)提供数据支持。
堆芯燃耗计算是在堆芯热态满功率(HFP)、控制 棒全提(ARO)条件下进行的。
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可见经过6番后反应堆已经非常接近临界。实 际启动过程中，判断反应堆达到临界的经验即源量 程计数能否翻5～7番。
堆芯物理性能的测量
这些测量包括:临界硼浓度测量、控制棒价 值测量、等温温度系数测量、功率系数测量和反 应堆功率测量等
落棒和“模拟弹棒”试验
落棒试验是验证反应堆保护系统功能的完备性和 可靠性。
包壳的厚度主要考虑结构强度的要求。随着反应 堆的运行，裂变气体会显著增大包壳内的压力，因此， 包壳厚度必须满足在最大卸料燃耗深度下结构的完整 性，一般选择0.5～0.6mm。
水/铀比的选择
压水堆设计应选择欠慢化的燃料栅格参数，目前， 压水堆燃料组件内栅格的水铀比一般设计为1.2～1.3 左右。
堆芯几何大小的确定
因此，对每次停堆换料后下一循环的堆芯安全性都 必须进行重新评价。
但是，由于时间的限制，在堆芯换料设计时 的安全分析不可能像设计一座新反应堆时一样详 细，在进行换料堆芯安全评价时应采用简化的堆 芯安全性评价方法。
“安全边界分析”方法是换料堆芯安全评价 的基本方法，该方法认为对于给定的事故，当所 有与事故有关的参数都保守地处于FSAR安全分析 所使用的边界限值内时，对于换料堆芯FSAR的结 论是适用的，换料堆芯对于给定事故是安全的。
为保证堆芯的临界安全，增加堆内的临时 中子计数器。
充满2000ppm以上的高浓度硼酸溶液以确保 装料过程的次临界
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反应堆趋近临界
在启动过程中，为了避免反应堆启动的“盲区”， 需要在堆芯内装载中子源。
N 1
S 0
S 0keff
S 0 (1 keff )
N
2
S 0
S k0 eff
S
k2
0 eff
S
堆芯反应性系数计算
主要有燃料温度系数、慢化剂温度系数和功率系数 等
堆芯动态参数计算
包括缓发中子份额的计算和瞬发中子寿命的计 算
4 反应堆启动物理试验
包括:
反应堆的首次临界 堆芯零功率性能试验 提升功率阶段的物理试验
反应堆装料
在堆芯首次装料物理试验前，需要确认堆芯装 料方案和装料顺序，在装料期间保证反应堆始终处 于次临界的状态。
如果仍难满足，则必须进行大的改变甚至重新 进行装载方案设计和安全评价。
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进行换料安全评价主要开展以下方面的工作：
1)通用关键参数的验证，包括堆芯动力学参数验证 和堆芯功率能力验证两部分；
2)特定事故关键安全参数验证，验证受堆芯装载影 响的特定事故，主要是反应性事故；
3)与超限参数对应的事故再评价或再分析，这些事 故包括：不可控硼稀释事故、提棒事故、落棒事故、 弹棒事故和主蒸汽管道断裂事故。
堆芯物理设计主要包括三方面的内容：
（1）提出初始的堆芯参考方案，计算堆芯寿期内剩余 反应性的变化、反应堆功率随空间和时间的变化以及 功率不均匀系数，确保堆芯设计满足反应堆寿期要求 和功率不均匀性的限值。
（2）在反应性控制方案设计中，通过计算反应堆运行 过程中的各种反应性效应，包括堆芯各类反应性反馈 系数，如燃料温度系数、慢化剂温度系数；反应堆功 率亏损；各种裂变产物中毒的效应以及各种控制毒物 的价值等，设计合理的反应性控制方案以确保能够在 反应堆运行过程中有效地控制和补偿反应性的变化， 并确保反应堆具有足够的停堆裕量。
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换料安全评价由两部分构成： 1)对换料堆芯的关键安全参数验证。
所谓关键安全参数是指其改变将影响堆芯正常 运行或瞬态特性和事故工况发展后果的堆芯物理和 热工水力参数。需要对换料堆芯进行系统的安全评 价以确认关键安全参数是否被FSAR的限值包络。
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2)当关键安全参数超限时，通过附加安全评价或再 分析，确认其对事故发展及FSAR中结论的影响。通 过采用一些调整来验证是否能够满足规定的设计准 则和安全准则。
主要包括控制棒价值的计算、临界硼浓度的计 算和停堆裕量的计算：
控制棒价值的计算包括控制棒组价值的计算、 卡棒(弹棒)价值的计算以及控制棒组微分、积分曲 线的绘制。
停堆裕量的计算需要分别计算从热态满功率到 热态零功率时各种反馈引入堆芯的正反应性，以及 控制棒组插入后引入的负反应性。为了保守考虑， 通常假设控制棒价值最大的一束棒被卡在堆芯顶部。
由于慢化剂密度差异及控制棒插入等影响， 堆芯轴向功率分布并非上下对称的形式，通常寿 期初功率峰在堆芯下部而寿期末会发生一定的变 化。
在评价堆芯轴向功率分布时，更多的时候还需 要关注堆芯上下功率的差别。
轴向功率偏差和轴向功率偏移：
I PT PB
AO PT PB PT PB
堆芯反应性控制计算
燃料棒变细带来的燃料平均温度降低也减小 了温度效应导致的反应性损失，补偿一部分由于 共振吸收增大导致的反应性减低。
压水堆的燃料棒直径一般选择在9～10mm。
目前常见的包壳材料主要有锆合金和不锈钢。二 者相比，不锈钢具有较大的热中子吸收截面，尤其是 在压水堆中其中子学性能较差，目前的压水堆主要采 用锆合金的包壳，如Zr-4合金。
堆芯功率能力计算
主要目的是确定正常运行工况(I类工况)的 运行限值和非正常瞬态工况(II类工况)的保护定 值。
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为了获得以上限值，必须对堆芯径向和轴向功 率分布进行计算。堆芯的功率分布在反应堆运行过 程中会随着燃耗、控制棒的移动等堆芯状态的改变 而发生不断的变化，因此需要计算堆芯各种典型状 态下的功率峰因子以评价堆芯在各种运行工况下的 功率分布。
（3）在堆芯燃料管理方案设计中，通过燃耗分析并 根据燃耗计算结果，进行燃料管理方案优化和换料 安全评价，使得反应堆在满足安全限值的条件下实 现更好的经济效益。
2 堆芯初始参数的选择
燃料参数的确定
燃料初始参数的选择通常包括燃料富集度的确定、 燃料棒径的选择、包壳材料及厚度以及燃料栅格的水 铀比。
根据线性燃耗的假 设，可以初步给出某个 卸料燃耗深度目标下的 富集度选择范围。