大型压水堆先进堆芯燃料管理策略优化研究

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压水堆燃料组件制造监督管理

0引言燃料组件是压水堆核电站核裂变反应的主要原料，在核裂变产生巨大能量的同时，多种放射性物质也相应产生。

燃料组件包壳完整时，这些放射性物质被阻挡在燃料包壳内。

但一旦燃料包壳破损，部分放射性物质将泄漏到反应堆冷却剂中，一是造成冷却剂剂量上升，造成核岛部分设备污染，给反应堆内部系统设备检修带来困难；二是存在冷却剂中的放射性进入人居环境的风险。

在燃料组件包壳破损统计中发现燃料组件制造缺陷是燃料组件堆内运行破损原因之一，约占燃料组件总破损率的5%-6%。

为减少采购的燃料组件堆内运行破损机率，该文从压水堆核电站燃料组件结构入手，对燃料组件制造过程、监造要点进行分析，概括了燃料组件制造过程中可能造成燃料包壳破损的主要原因，找出了燃料组件的制造质量缺陷，及时修复、更换具有质量缺陷的燃料组件，有效地降低了燃料组件堆内运行破损的机率。

1燃料组件破损原因分析燃料破损原因和机理是多方面的，且很复杂，早在70年代，包壳一次氢化破坏和燃料密实是两个最普遍的破损原因，被称为两种“流行病”。

一次氢化破坏是由于芯块吸水量较多，在运行时变为蒸汽，与锆合金包壳内表面发生化学反应，包壳局部大量吸氢，氢化物向外扩展，最后贯穿包壳管壁而形成破口。

不久，通过提高芯块密度、芯块干燥、控制燃料棒内含氢量等措施有效地防止了一次氢化破坏；初始密度较低的UO 2芯块在运行初期发生密实化效应，体积减小，形成轴向间隙，而且燃料棒预充氦气压力低，这样，包壳在冷却剂外压下向里蠕变，最后在芯块间隙段变成扁平。

防止措施是提高芯块密度和预充氦气压力。

近几年来，外来异物磨蚀、格架磨蚀和制造缺陷是主要破损原因，详见表1。

进入一回路中的金属丝或锆丝等卡在燃料组件上，在水流冲击下与包壳发生振动磨蚀，严重时包壳被磨穿，往往产生大破口，不但使裂变气体大量释放，而且燃料碎屑也会逸出，危害相当大，这是数量大而又普遍发生的一种破坏，在美国，2000年占全部破损组件的50%以上；在法国，在AFA 组件泄漏棒中高达71%。

大型先进压水堆及高温气冷堆核电站科技重大专项实施管理办

附件1大型先进压水堆及高温气冷堆核电站科技重大专项实施管理办法第一章总则第一条为贯彻落实《国家中长期科学和技术发展规划纲要(2006-2020年)》，保证大型先进压水堆及高温气冷堆核电站科技重大专项（以下简称“核电专项”）的顺利实施，实现规范和高效管理，根据国务院印发的《国务院关于优化科研管理提升科研绩效若干措施的通知》（国发〔2018〕25号）、科技部、发展改革委、财政部（以下简称“三部门”）联合印发的《国家科技重大专项（民口）管理规定》（国科发专〔2017〕145号）、《进一步深化管理改革激发创新活力确保完成国家科技重大专项既定目标的十项措施》（国科发重〔2018〕315号）及其他相关规定，结合核电专项实际情况，制定本办法。

第二条核电专项包括大型先进压水堆核电站(以下简称“压水堆分项”)和高温气冷堆核电站(以下简称“高温堆分项”)两个分项。

第三条核电专项的组织实施坚持自主创新的方针，实行分类指导和目标管理。

第四条核电专项的资金筹集坚持多元化的原则，中央财政支持核电专项的组织实施，引导和鼓励地方财政、金融资本和社会资金等方面的投入。

针对核电专项任务实施，科学合理配置资金，加强审计与监管，提高资金使用效益。

第五条充分利用国际资源，积极开展平等、互利、共赢的国际合作活动。

核电专项国际合作活动应遵守有关外事工作规定、保密工作规定。

第二章组织机构及其职责第六条国家能源局是核电专项的牵头组织单位，负责核电专项的具体组织实施，下设实施管理办公室(以下简称“实施办”)。

牵头组织单位主要职责包括：（一）组建分项总体专家组；（二）负责组织制订核电专项实施管理办法、资金管理实施细则、综合绩效评价细则和档案管理细则等规章制度；（三）负责组织制订核电专项的阶段实施计划，制订年度指南，审核上报年度计划；（四）批复核电专项课题的立项；（五）负责对核电专项课题的执行情况进行监督检查和责任倒查，指导督促专项的实施；（六）负责加强对核电专项课题管理队伍建设、条件保障等宏观业务的指导和监管；（七）负责协调落实核电专项实施的相关支撑条件，协调落实配套政策，推动核电专项成果转化和产业化；（八）组织落实核电专项与国家其他科技计划（专项、基金等）、国家重大工程的衔接工作；（九）核准实施方案、阶段实施计划、年度计划相关内容的调整，涉及核电专项目标、技术路线、概算、进度、组织实施方式等重大调整时，商三部门提出意见；（十）负责核电专项保密工作的管理、监督和检查。

HPR1000堆芯装载50%MOX组件的燃料管理方案

ｐｏｗｅｒｄｅｎｓｉｔｙ／（ｋＷ・Ｌ）ａｖｅｒａｇｅｌｉｎｅａｒｐｏｗｅｒｄｅｎｓｉｔｙ／（Ｗ・ｃｍ）ｔｏｔａ１ｆｌｏｗｒａｔｅ（ｂｅｓｔｅｓｔｉｍａｔｅｆｌｏｗｒａｔｅ）／（ｍ。・ｈ一）
效提高核资源利用率，减轻我国核电站快速发展对天然铀的需求压力，对核能可持续发展有重要的意义。为
此，自１９７０年以来，全球有近５２座核电机组获得ＭＯＸ燃料的许可［２］，正在运行的ＵＯ／ＭＯＸ轻水堆混合堆芯，大多数ＭＯＸ燃料装载量为３Ｏ左右。欧洲用户要求文件（ＥＵＲ）明确指出，下一代非能动核电厂堆芯应具备装载高达５０的ＭｏＸ燃料组件的能力，例如西屋的ＡＰ１０００堆芯已经满足该文件的要求＿３］。本文研究
表１ＨＰＲ１０００堆０００ｃｏｒｅｐａｒａｍｅｔｅｒｓ
ｖａｌｕｅｎｕｍｂｅｒｏｆａｓｓｅｍｂｌｉｅｓ
ｈｅｉｇｈｔｏｆｃｏｒｅ／ｃｍｔｏｔａｌｈｅａｔｏｕｔｐｕｔ／ＭＷｔ
关键词：ＨＰＲ１Ｏ０Ｏ堆芯；ＭＯＸ组件；燃料管理
中图分类号：ＴＬ３５２文献标志码：Ａｄｏｉ：１０．１１８８４／ＨＰＬＰＢ２０１７２９．１６０３７６

压水堆核电机组多次提R棒达临界原因分析及优化方法研究

压水堆核电机组多次提 R 棒达临界原因分析及优化方法研究发布时间：2022-11-08T03:31:41.201Z 来源：《当代电力文化》2022年7月13期作者：裴征，李昕露，王代福，李国仁[导读] 压水堆核电机组在换料启动达临界过程中裴征，李昕露，王代福，李国仁广西防城港核电有限公司，广西防城港，538000摘要压水堆核电机组在换料启动达临界过程中，时常出现R棒提至堆顶后堆芯仍无法临界的问题。

本文针对上述问题的产生原因展开分析，并提出了优化方法，以实现首次提R棒达临界，对核电机组反应性风险控制、大修工期控制等均有重要意义。

关键词临界；R棒；稀释1 达临界方法简介压水堆核电机组在换料启动阶段，主要是通过稀释及提升控制棒组两种方式来向堆芯引入正反应性，进而实现堆芯临界，达临界过程一般可分为三个阶段：阶段一：将S棒和GN棒提至堆外，将R棒提至预设棒位170步。

阶段二：连续稀释至中子计数率倒数比值为=0.1或距离理论临界硼浓度小于等于30ppm。

阶段三：提R棒达临界，若R棒提至堆外，反应堆仍未临界，则将R棒插回170步，并按照R棒从225步到170步所对应的理论控制棒积分价值确定稀释水量进行稀释，后续再重复上述提R棒达临界操作，直至堆芯临界。

2 问题及原因分析2.1问题概述以防城港核电厂2号机组第3次换料大修达临界情况为例，在阶段三首次提R棒至堆外，堆芯未临界。

随后，现场试验人员将R棒插回至170步，并按照R棒从225步到170步对应的理论控制棒积分价值所确定的稀释水量进行稀释，然后再次进行提R棒操作，最终在R棒提至210步时堆芯临界。

多次提R棒达临界，会延长机组大修工期，影响核电厂的运营经济性；同时，额外增加的反应性操作，也会增加反应堆的控制风险。

2.2 原因分析针对换料堆芯，出于验证堆芯设计及安全两方面考虑，采用的是逐步逼近临界的操作策略。

按照理论临界硼浓度及硼浓度微分价值进行估算，当连续稀释终止时，反应堆至少还有30ppm硼浓度所对应的次临界度。

压水堆负荷跟踪建模及其功率控制系统的优化与仿真

压水堆负荷跟踪建模及其功率控制系统的优化与仿真截止2013年12月，我国已投运的核电机组虽然达到17台，总装机容量达到1500万千瓦，但我国核能发电量还不足全年全部发电量的2%，也远远不及全球核能发电量占所有发电量17%的平均水平；同时，在2007年国家发改委就制定并相继修订了《核电中长期发展规划(2005-2020年)》来积极支持清洁能源核电的发展。

核电容量在电网中比重的日益增大将越来越迫切地要求核电机组参与电网调峰，让核电机组适时地进行负荷跟踪运行。

负荷跟踪运行可以有效协调机组产能与电网负荷需求，促进电网频率的稳定性和抗冲击性，延长堆芯的循环寿期，提高核电机组运行的综合经济性能。

本文着重针对压水堆核电厂的负荷跟踪过程进行理论建模，并将压水堆负荷跟踪的功率控制系统通过结合一种改进型史密斯预估校正控制策略来优化。

首先，阐述了压水堆核电厂及负荷跟踪相关的物理知识，推导了压水堆堆芯等效单组缓发中子的点堆动力学模型，建立了描述压水堆核电厂负荷跟踪过程的微分时域模型，并通过这些微分方程推导了状态空间模型。

基于状态空间模型和具体核电厂的运行参数数据，求解了压水堆负荷跟踪的传递函数，并根据压水堆的固有特性对仿真模型进行了验证，确认了所建模型的正确性；其次，分析了一种改进的史密斯预估校正器的原理，并基于该思想方法提出了一种适合压水堆核电厂负荷跟踪的改进型史密斯预估校正策略以优化压水堆负荷跟踪的功率控制系统；之后，在MATLAB/SIMULINK平台下，将常规PID控制和改进型史密斯预估校正控制系统分别运用于压水堆负荷跟踪的功率控制中，分析比较两者控制系统的控制特性；继而，对优化控制系统的鲁棒性进行了仿真分析。

仿真对比结果表明经优化的控制系统调节过程的快速性、准确性、稳定性均得到了明显提高、具备较强的鲁棒性，功率控制系统的控制性能得到较为全面的改善，有利于压水堆负荷跟踪模式的运行，提高了核电厂的运行安全性。

压水堆核电厂核燃料装卸料系统调试技术导则

压水堆核电厂核燃料装卸料系统调试技术导则1. 引言1.1 概述核燃料装卸料系统是压水堆核电厂中至关重要的设备之一。

它主要负责核燃料的装卸、运输和储存，确保核燃料的安全性和可靠性。

该系统必须经过精确的调试，以确保其正常运行并满足设计要求。

1.2 背景介绍随着能源需求的不断增长和环境问题的突出，核能作为一种清洁、可持续的能源形式逐渐受到广泛关注。

而压水堆核电厂作为目前最常见的商业化核电站型号之一，其核燃料装卸料系统在整个发电过程中起着至关重要的作用。

因此，对于该系统进行准确且高效的调试尤为重要。

1.3 目的和重要性本文旨在提供一份针对压水堆核电厂核燃料装卸料系统调试技术导则，帮助技术人员了解该系统调试过程中所需注意的关键环节，并提供相应的指导步骤。

通过合理有效地进行装卸料系统调试，可以确保该系统在实际工作中稳定、安全、高效地运行，最大程度地提高核能发电的产能和经济效益。

在引言部分，我们对本文的主要内容进行了概述。

首先，我们介绍了核燃料装卸料系统的概念和背景，强调了这一设备在压水堆核电厂中的重要性。

接下来，我们明确了本文的目的，在于为技术人员提供针对该系统调试过程中所需注意的关键环节以及指导步骤。

明确这些内容将为读者理解文章整体框架提供帮助，也有助于读者更好地把握核燃料装卸料系统调试技术导则的核心要点。

2. 压水堆核电厂核燃料装卸料系统概述2.1 核燃料装卸料系统功能核燃料装卸料系统是压水堆核电厂中非常重要的一个系统，主要用于将新鲜的核燃料装入反应堆内，并将用完的燃料从反应堆中卸出。

该系统起着保证供能和安全运行的关键作用，确保燃料组件的正确运行和可靠性。

2.2 设备组成及原理核燃料装卸料系统主要由以下几个部分组成：装拆设备、传送设备、控制设备和监测设备。

在核燃料替换过程中，这些设备相互配合工作，实现对核燃料元件的精确控制移动和定位。

装拆设备是用来承载、握持和转向火花刀以及其他操作工具的机械结构，它们通过减小与人员的直接接触而确保人身安全。

压水堆核电站反应堆核燃料管理基础知识

压水堆核电站反应堆核燃料管理基础知识6.1核燃料循环概述............6.2堆芯燃料管理..............6.2.1绪言...................6.2.2换料方式概述 ..........6.2.3压水堆装料换料布置方式6.3堆芯装换料的佳化研究……复习题.........................6.1核燃料循环概述铀矿的开采，燃料元件制备，燃料在反应堆内的'、燃烧〃,直到从卸料元件中回收燃料这样一个全过程，称核燃料循环。

整个核燃料循环管理可以分为三个部分：(1)燃料的首端管理：采矿、转型、加浓及燃料元件的制备；(2)堆内燃料管理：堆内燃料布置，反应性和控制要求的估算，燃料成分随运行时间的变化，功率分布分析，堆芯性能评价，以及在整个寿期内的卸料和装料程序；(3)燃料的尾端管理：燃料储存、运输、后处理及废物处理。

第一章中曾经指出，核电站在经济上优于常规电站。

其主要原因在于它的燃料成本非常低。

它主要取决于堆芯燃料管理以取得最低的燃料成本。

本章首先概略介绍一下核燃料循环中的各主要环节；重点介绍堆芯核燃料管理。

加深燃料的燃耗深度，从而提高燃料利用率；获得更均匀的堆芯热功率分布，从而有利于载出更多热量。

使得核电站电价降低。

6.2堆芯燃料管理6.2,1绪言无论是核电或火电，发电成本包括投资（或基建）成本，运行与维修成本和燃料成本。

核电站的电价低于常规电站，其主要原因在于它的燃料成本非常低。

在核电成本中，燃料费约占20%或更少，而常规火电站的发电成本中，燃料成本约占60-70%o堆芯燃料管理是降低燃料成本中最重要的环节。

其主要目标是使卸料的平均燃耗深度尽可能地达到设计的允许限值。

在堆芯燃料管理中，通过对堆芯内的燃耗计算及包括核的和经济的各种限制条件下，选定换料程序和装料方案，可以预估（和测量）堆芯内各同位素的成分和燃料深度。

在堆芯燃料管理中，同时要研究在堆芯的核性能和热工条件的限制下，力求使燃料成本为最低。

CANDU6重水堆乏燃料干式贮存技术优化研究及应用

Vol. 40 No. 6Dec. 2020第40卷第6期2020年］2月核科学与工程Nuclear Science and Engineering CANDU6重水堆乏燃料干式贮存技术优化研究及应用徐珍，左巧林，干富军，杨萍（上海核工程研究设计院有限公司，上海200233）摘要：秦山第三核电有限公司（秦山三厂）建立了我国第一个离堆的乏燃料干式贮存设施（简称QM-400模块），采用了加拿大早期的气冷贮存模块技术。

其设计方案过于保守，且布置在模块内部的隔热板会有掉落而堵塞进气口导致事故的风险。

因此，本文对QM-400模块进行了以取消其内部隔热板为目的的技术优化。

采用一维流体瞬态程序CATHENA 建立QM-400模块的非能动空气冷却和混凝土固体导热模型，并以试验数据为基础对该模型进行修正，完成了对QM-400模块取消内部隔热板后全面的安全分析。

同时采用三维流体计算的CFD 程序对QM-400模块独立建模，实现对CATHENA 程序的独立验算。

取消QM-400模块内部隔热板这一技术优化已应用至秦山三厂后续乏燃料干式贮存模块的设计建造，提高了乏贮设施的安全性能并显著降低了建造成本。

关键词：乏燃料干式贮存；CATHENA 程序；CFD 程序；安全分析；独立验算中图分类号：TL48文章标志码：A 文章编号：0258-0918 （2020） 06-1065-12Research and Application of CANDU6 Heavy Water ReactorSpent Fuel Dry Storage Technical OptimizationXU Zhen, ZUO Qiaolin, GAN Fujun, YANG Pin（Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co. LTD, Shanghai, 200233, China ）Abstract : The Third Qinshan Nuclear Power Co. , Ltd. （TQNPC ） has established thefirst dry spent fuel storage facility QM-400 module ） off the reactor in China, adoptingthe early gas cooled storage module technology in Canada ・ The design scheme is too con servative ,and the heat shields arranged inside the module may fall and block the air in lets ,this case would lead to accidents. Therefore, this paper optimizes the QM-400module to eliminate its internal heat shields ・ In this paper, the model of passive aircooling and concrete solid heat conduction of QM-400 module is established by one-di mensional fluid transient program CATHENA. Based on the test data, the model is收稿日期：2020-04-20作者简介：徐珍（1981—）,女，上海人，高级工程师，硕士研究生，现主要从事反应堆安全分析与热工水力设计方面研究1065modified^and the overall safety analysis of QM-400module after the removal of the internal heat shields is completed・At the same time,the CFD program of three-dimensional fluid calculation is used to model the QM-400module independently,and the independent checking calculation of CATHENA program is realized・The technical optimization of eliminating the internal heat shields of QM-400module has been applied to the design and construction of the subsequent spent fuel dry storage module of TQNPC, this technical improves the safety performance of the spent fuel storage facilities and significantly reduces the construction cost.Key words:Spent Fuel Dry Storage;CATHENA Code;CFD Code;Safety Analysis; Independent Checking根据IAEA的统计，截至2012年年底，全球核电厂已经产生了超过35万吨的乏燃料，并且继续以1.05万吨/年的速度增加。

大型先进压水堆及高温气冷堆核电站重大专项项目(课题)进展报告管理制度(试行)分析

附件2：大型先进压水堆及高温气冷堆核电站重大专项项目(课题）进展报告管理制度（试行)第一章总则第一条为规范大型先进压水堆及高温气冷堆核电站重大专项（简称核电专项）项目(课题）进展报告工作，根据《国家科技重大专项管理暂行规定》（国科发计〔2008〕453号)、《大型先进压水堆及高温气冷堆核电站重大专项实施管理暂行办法》（发改办能源〔2011〕2615号)等相关规定,结合核电专项实际情况，制定本制度。

第二条核电专项包括三部分,分别是大型先进压水堆核电站(简称压水堆）、高温气冷堆核电站（简称高温堆)和大型商用乏燃料后处理厂科研(简称后处理科研）.下文中“分项”即指上述三个部分.1第三条核电专项项目（课题）进展报告工作坚持高效、准确、突出重点的原则。

第四条核电专项项目（课题）进展报告包括月度报告、年中报告、年度报告、专题报告等。

第五条本制度适用于核电专项项目(课题）进展报告工作.第二章组织管理及职责第六条国家能源局负责核电专项进展报告管理工作。

第七条牵头实施单位负责分项项目(课题）进展报告管理工作，编制并报送分项进展报告.国家核电技术公司是压水堆牵头实施单位,高温堆牵头实施单位包括清华大学核研院、华能山东石岛湾核电有限公司和中核能源科技有限公司三家单位,中国核工业集团公司是后处理科研牵头实施单位。

第八条项目（课题）责任单位负责编制并报送项目(课题）进展报告.第九条牵头实施单位、项目（课题）责任单位及联合单位应指定专人负责进展报告工作，建立常态化的信息报告渠道。

2第三章月度报告第十条月度报告分为项目（课题)月度报告和分项月度报告.第十一条项目（课题)责任单位编制项目(课题）月度报告,报牵头实施单位.报送要求由牵头实施单位根据分项特点参照本细则确定。

第十二条牵头实施单位编制分项月度报告，于每月15日前报国家能源局。

第十三条分项月度报告内容主要包括:概述、本月重要事项、进度计划执行情况、经费预算执行情况、主要进展、人力资源投入情况、问题与建议等（格式参见附件1）。

压水堆乏燃料干法贮存技术应用研究

Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｔｈｉｓｐａｐｅｒｉｎｔｒｏｄｕｃｅｓｔｈｅｂａｃｋｇｒｏｕｎｄａｎｄｄｅｖｅｌｏｐｍｅｎｔｐｒｏｃｅｓｓｏｆｄｒｙｓｔｏｒａｇｅｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙｏｆｓｐｅｎｔｆｕｅｌｉｎｔｈｅｗｏｒｌｄ．Ｔｈｅｃｈａｒａｃｔｅｒｉｓｔｉｃｓａｎｄｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎｏｆｖａｒｉｏｕｓｋｉｎｄｓｏｆｄｒｙｓｔｏｒａｇｅｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙｉｎｔｈｅｗｏｒｌｄａｒｅｓｕｍｍａｒｉｚｅｄ．Ｉｎｖｉｅｗｏｆｔｈｅｄｅｍａｎｄｆｏｒｔｈｅｓｔｏｒａｇｅｏｆｓｐｅｎｔｆｕｅｌｉｎｔｈｅｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄｗａｔｅｒｒｅａｃｔｏｒ，ｔｈｅｔｅｃｈｎｉｃａｌｃｈａｒａｃｔｅｒｉｓｔｉｃｓｏｆｔｈｅｔｈｒｅｅｋｉｎｄｓｏｆｄｒｙｓｔｏｒａｇｅｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙｉｎｔｈｅｗｏｒｌｄ，ｗｈｉｃｈａｒｅｗｉｄｅｌｙｕｓｅｄｉｎｔｈｅｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄｗａｔｅｒｒｅａｃｔｏｒ，ａｒｅａｎａｌｙｚｅｄ．Ｂａｓｅｄｏｎｔｈｅｐｒｅｓｅｎｔ
ＹｕａｎＣｈｅｎｇ — ｙｕ，ＬｉｕＹａｎ — ｚｈａｎｇ，ＭｏＨｕａｉ — ｓｅｎ

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堆核电厂．堆芯装载１３９个ＡＩ０型燃料组件．ＰＯ０
活性区高度为４６７ｃ堆芯额定热功率输出为２．ｍ，２４４ＭＷｔ００。堆芯棒束控制组件共８束，中停堆１其棒组４束。了控制堆芯功率分布和确保慢化剂０为温度系数在运行条件下不为正，在本文的堆芯设计中，全ＵＸ堆芯，用整体型ＩＢ对Ｏ采ＦＡ可燃毒物和离散型ＷＡＡ可燃毒物，ＭＯＢ对Ｘ堆芯，用整采体型Ｇｄ０可燃毒物。研究表明。于这里的大型压水堆。活采对灵
一
次通过式为基础．也考虑了ＭＯＸ燃料的应用。包括堆芯装载３％以７００Ｌ５％ＭＯＸ燃料。关键词：芯燃料管理；泄漏；堆低高燃耗；长循环；交替循环
氧化物（Ｘ）料的应用．大型压水堆装载ＭＯ燃对
一
燃耗特性与燃料利用进行了评价，包括１个月重８复、６２个月交替的先进堆芯燃料管理设计以１／０及２个月换料能力的论证，种方案从首循环开４各
始即采用低泄漏装载方式。此外考虑了铀钚混合
１１—
开始即采用低泄漏装载方式。研究表明，于本文选定的大型压水堆，活采用多种不同循环对灵长度的低泄漏先进堆芯燃料管理策略是可行的。燃料循环经济来看，８月平衡循环单位能从１个
量输出天然铀需求量与１／０月的相当．ＰＯＯｎ策略低约４。本文的研究以ＵＯ６２个￣ＡｌＯｆ同％Ｘ燃料
麓电工蠢与技Ｊ２１Ｉ０１年囊２期【
算结果，括循环长度、件平均和最大卸料燃包组耗、最大棒平均燃耗、态满功率控制棒全提工热况（ＰＡＯ）ＨＦ／Ｒ的最大峰值因子Ｆ０寿期初 △ 和Ｆ、控制棒全提无氙热态零功率工况（Ｏ／Ｒ／ＢＬＡＯＮＸ／Ｚ）的临界硼浓度与慢化剂温度系数以ｏｅＰＨ（）５慢化剂温度系数。各种堆芯燃料管理方案
大型压水堆先进堆芯燃料管理策略优化研究
刘婵云，毕光文
（海核工程研究设计院，海２０３）上上０２３
摘要：本文对大型压水堆先进堆芯燃料管理策略进行了优化研究，包括组件优化和堆芯优
化：实现更长循环的可能性以及多种循环长度的燃耗特性与燃料利用进行了评价，对包括１个８月、６２个月交替的先进堆芯燃料管理设计以及２个月换料能力的论证，各种方案从首循环１／０４
对实现更长
理策略是可行的。从燃料循环成本来看，８月１个平衡循环单位能量输出天然铀需求量与１／０６２个月的相当。￣Ａ１０相同策略的平衡循环低约ＬＰ００４在保持堆内构件设计、％。燃料组件设计以及控制棒布置和设计不变的前提下，实现了堆芯装载ＭＯＸ燃料的预期目的。
用多种不同循环长度的低泄漏先进堆芯燃料管
料利用率，善中子经济性，低燃料循环费用，改降改善核电厂总的经济性。泄漏还有利于降低压低力容器的中子辐照，延长压力容器的使用寿命。
避峰错峰换料也是改善经济性的重要措施，要这求电厂具有实现多种燃料循环长度的灵活性，以适应不同的发电需求。本文以二氧化铀燃料（Ｏ一次通过循环ＵＸ）模式为基础，对大型压水堆先进堆芯燃料管理策略进行了优化研究，包括组件优化和堆芯优化；
１前言
堆芯燃料管理策略优化的基本目标是在保证安全运行的条件下，使核电厂的发电成本最低。先进燃料管理策略具有长循环、高燃耗和低泄漏的特点，利于提高电厂可用因子，高燃有提
部分ＭＯＸ燃料（０３％和５％）堆芯燃料管理策０的略进行了设计研究。本文研究的大型压水堆为两环路加压轻水
中，ＯＡＲ／Ｘ／Ｚ工况下的慢化剂温度系ＢＵＯＮｏｅＰＨ
数均小于０ｃ ℃。对ＵＸ次通过式燃料管理，ｐＯ一
循环寿期内ＨＰＡＯＮＸ工况下的慢化剂温度ＺｌＲ／０ｅ，
系数出现了正值的情况。对于传统电站，慢化剂温度系数可以通过设置控制棒提升极限进行限制。由于这里的大型压水堆将采用机械补偿控制模式，热态零功率和启动过程中．分控制棒位于堆部