临界水堆堆芯新型燃料组件设计分析
第３１卷第１期核科学与工程Ｖ０１．３１Ｎｏ．１２０１１年３月ＣｈｉｎｅｓｅＪｏｕｒｎａｌｏｆＮｕｃｌｅａｒＳｃｉｅｎｃｅａｎｄＥｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇＭａｒ．２０１１
超临界水堆堆芯新型燃料组件设计分析
刘晓晶，杨婷，程旭
（上海交通大学核科学与工程学院。上海２００２４０）
摘要：超临界水堆（ＳＣｗＲ）作为六种第四代未来堆型中唯一的水冷反应堆．具有良好的经济性与技术延续性。本文采用最新开发的热工一物理耦合计算程序对超临界水堆方形燃料组件进行稳态热工与中子物理耦合分析，提出一种新型的超临界水堆堆芯燃料组件设计。现有单排组件设计与新型双排燃料组件设计的计算结果表明。双排组件具有功率径向分布均匀，包壳温度峰值小，慢化剂温度较低等优点。关键词：超临界水冷堆（ＳＣｗＲ）；耦合分析；燃料组件设计
中图分类号：ＴＬ３２文献标志码：Ａ文章编号：０２５８一０９１８（２０１１）０１一００２２一０６
ＤｅｓｉｇｎａｎａｌｙｓｉｓｏｆａｎｅｗＳＣＷＲｆ．ｕｅｌａｓｓｅｍｂｌｙｕｓｉｎｇａｃｏｕｐｌｅｄｍｅｔｈｏｄ
ＬｌＵＸｉａｏ－ｊｉｎｇ，ＹＡＮＧＴｉｎｇ，ＣＨＥＮＧＸｕ
（ｓｃｈ∞ｌｏｆＮｕｃｌｅａｒＳｃｉｅｎｃｅａｎｄＥｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ．ＳｈａｎｇｈａｉＪｉ８０ＴｏｎｇＵｎｉｖｅｒｓｉｔｙ，Ｓｈａｎｇｈｉ２００２４０．Ｃｈｉｎａ）
Ａｂｓｔ仡ｃｔ：ＡｍｏｎｇｔｈｅｓｉｘＧＥＮ一ⅣｒｅａｃｔｏｒｃｏｎｃｅｐｔｓｒｅｃｏｍｍｅｎｄｅｄｂｙｔｈｅＧｅｎ一ⅣＩｎｔｅｒｎａ—
ｔｉｏｎａｌＦｏｒｕｍ（ＧＩＦ），ｓｕｐｅｒｃｒｉｔｉｃａｌｗａｔｅｒ・ｃｏｏｌｅｄｒｅａｃｔｏｒ（ＳＣＷＲ）ｉｓｔｈｅｏｎｌｙｒｅａｃｔｏｒｔｙｐｅｗｉｔｈｗａｔｅｒａｓｃｏｏｌａｎｔ．Ｃｏｍｐａｒｅｄｔｏｔｈｅｅｘｉｓｔｉｎｇｒｅａｃｔｏｒｓ，ｉｔｈａｓｅｃｏｎｏｍｉｃａｄｖａｎｔａｇｅａｎｄｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙｃｏｎｔｉｎｕｉｔｙ．Ｂａｓｅｄｏｎｔｈｅｎｅｗｌｙｄｅｖｅｌｏｐｅｄｃｏｕｐｌｉｎｇｃｏｄｅ，ａｎａｌｙｓｉｓｏｎｔｈｅ
ｓｑｕａｒｅＳＣＷＲａｓｓｅｍｂｌｙｉｓｃａｒｒｉｅｄｏｕｔｉｎｔｈｉｓｐａｐｅｒ．ＡｎｅｗｄｅｓｉｇｎｃｏｎｃｅｐｔｏｆＳＣＷＲｆｕ—
ｅｌａｓｓｅｍｂｌｙｉｓｐｒｏｐｏｓｅｄ．Ｔｈｅｒｅｓｕｌｔｓａｃｈｉｅｖｅｄｓｏｆａｒｉｎｄｉｃａｔｅｆａｖｏｒａｂｌｅｔｈｅｒｍａｌ—ｈｙｄｒａｕ—ｌｉｃｐｅｒｆｏｒｍａｎｃｅａｎｄｎｅｕｔｒｏｎ－ｐｈｙｓｉｃａｌｂｅｈａｖｉｏｒｏｆｔｈｅｎｅｗｆｕｅｌａｓｓｅｍｂｌｙｃｏｍｐａｒｅｄｔｏｔｈｅ
ｐｒｅＶｉｏｕｓｏｎｅｓ．Ｋｅｙｗｏｒｄｓ：ＳＣＷＲ；ｃｏｕｐｌｉｎｇａｎａｌｙｓｉｓ；ｆｕｅｌａｓｓｅｍｂｌｙｄｅｓｉｇｎ
与常规轻水堆相比，超临界水堆可以提供
较高的热效率和较为简单的电厂结构。其概念
设计是在轻水堆和常规超临界火电厂的技术基础上发展起来的…。但是，超临界水冷堆堆芯组件设计是一项
具有挑战性的工作，主要是因为：
（１）复杂的堆芯组件结构：慢化剂与冷却
剂在不同的流道内沿不同的方向流动；
段疆日期：２０１㈣５・１２ｉ修目日期：２０１０．１】一１５基金项目：。９７３计翅”项日资助（Ｎｏ．２００７ＣＢ２０９８０４）作者一介：刘晓晶（１９８ｌ一）男，博士．助理研究员。主要从事反应堆热工水力与安全和先进核能系统的研究
２２
万方数据（２）剧烈的热工物理耦合效应：水的密度
在拟临界点附近变化剧烈，同时与堆芯功率分布相互影响；
（３）数值工具的缺乏：传统的组件分析程
序和物理程序不能直接运用到超临界状态下，
需要对程序进行相应的修改。
对于热中子谱超临界水堆燃料组件，近年来有很多种设计被提出。但是没有大家都认同
的最佳设计。为了更好的评价组件的性能，以
下几条标准被国际同行广泛采用：
（１）组件内燃料棒的径向功率尽量均匀，（２）热管因子与热点因子尽量小Ｉ
（３）对于不锈钢包壳而言其最高温度要小
于６５０℃；
（４）慢化剂温度要低于当地压力下的拟临界温度值，以确保足够的慢化能力ｌ
（５）包壳周向传热不均匀性要尽量小——
对于超临界水冷堆组件要求其Ｐ／ｄ大于
１．２［引。在过去的十年里，热谱超临界水堆组件设计分为ＰｗＲ型和ＢｗＲ型，对于ＢｗＲ型燃料
组件，由于增加了燃料组件之间的慢化剂通道而给机械加工设计制造带来了一系列的困难，
所以本文只对ＰｗＲ型组件进行分析Ｌ３ｊ。现有的ＰｗＲ型燃料组件都是采用单排燃
料棒设计，即：在两个慢化剂通道中只有一排燃
料棒，这种排布导致燃料组件中间的燃料棒受
到的慢化比组件边角位置的角棒好的多，以致
燃料棒径向功率分布很不均匀，不均匀性差异最大可达４０％［４］。如果在单排组件之间增加
水隙来改善边棒与角棒的慢化，则会导致堆芯
功率密度剧烈降低，堆芯体积庞大，降低了反应
堆的经济性，同时也增加了流道机械设计的难度。
１新型组件设计
为了弥补现有单排ＳＣＷＲ燃料组件的不足，本文开发了一种新型的双排燃料组件设计。
如图ｌ所示，在两个慢化剂通道之间有两排燃
料棒，这样慢化剂通道对每个燃料棒的慢化效
果基本相同。从整个堆芯来看其慢化剂通道和
燃料棒的排布要比单排组件均匀。双排组件的基本结构参数如表１所示。
图１单排组件与双排组件的比较图
Ｆｉｇ．１Ｃｏｍｐａｒｉ８０ｎｏｆｔｈｅｏｎｅ．ｒｏｗａｎｄｔｗｏ－ｒｏｗＦＡ
２３
万方数据表１双排组件的基本参数
ＴａｂＩｅ１Ｒｅｆｅｒｅｎｃｅｐａｒａｍｅｔｅｒｓｏｆｔｈｅｔｗｏ－ｒＯｗＦＡ
设计参数１８×１８组件中的燃料棒效目组件边长／ｍｍ慢化剂通道边长／咖
Ｐ｜ｄ燃料棒直径／ｍｍ包壳与慢化荆通道距离／ｍｍ慢化剂流量占给水份额／％水铀体积比堆芯体积功率密度／（Ｍｗ／ｍ３）平均线功率密度／（ｋｗ／ｍ）燃料富集度／％
２计算程序与分析对象
本文耦合计算程序的开发是基于Ｃ０一
ＢＲＡ—ＳＣ与ＳＫＥＴＣＨ—Ｎ程序，通过数据界面
进行热工与中子物理参数的交换。其中
ＣＯＢＲＡ—ＳＣ程序是基于ＣＯＢＲＡ—ＩＶ而二次开发的子通道稳态和瞬态流动、传热分析的计算工
具，ＳＫＥＴＣＨ—Ｎ是用来进行稳态与瞬态中子物
理的计算程序。对于ＣＯＢＲＡ—ＳＣ程序，物性方
面用超临界水物性包替代原来的ＣｏＢＲＡ—ＩＶ的
常规物性。并加人慢化剂通道模型。慢化剂通道基本方程如下：
（１）质量方程Ｍ。＝常数（１）（２）动量方程圹加一，州陌¨，削础＋，玺等Ａ一户斗ｌ—ｌ陌ｄ２＋ｌ∥妇＋，嵩匕｝
（２）（３）能量方程
∑Ｈ：・（正一砖）・Ｒ屯一＾斗－一垡——百刁＿一（３）
式中：ｐｌ为慢化剂通道轴向第ｉ个步长的慢化剂密度，ｋｇ／ｍ３；“。为慢化剂通道轴向第ｉ个步长
的流动速度，ｍ／ｓ；户ｉ为慢化剂通道轴向第ｉ个
步长的压力，Ｐａ；，是沿程损失因数；△ｚ为轴向两个网格中心之间的距离，ｍ；Ｄｅ为慢化剂通
道的当量直径，ｍ；』Ｄ７为轴向步长ｉ与ｉ＋１的平２４均密度值，ｋｇ／ｍ３；“７为轴向步长ｉ与ｉ＋ｌ的平
均速度值，ｍ／ｓ；＾。为慢化剂通道第ｉ步长的慢
化剂焓值，ｋＪ／ｋｇ；Ｈｉ为慢化剂通道第ｉ步长上
与相邻子通道志的换热系数，ｋｗ／（ｍ２・℃）；ｔ为慢化剂通道第ｉ步长上慢化剂的温度，℃Ｉ砖为与慢化剂通道相邻的志号子通道第ｉ步
长上冷却剂温度，℃；Ｆ为慢化剂通道第ｉ步长
与相邻子通道志的换热面积，ｍ２Ｉ行为与慢化剂
通道相邻的子通道总数；Ｇｆ为慢化剂通道中第ｉ
步长的质量流密度，ｋｇ／（ｍ２・ｓ）。
耦合计算过程如图２所示：组件四周采用全反射边界条件，上下为自由外表面边界，在给
定的冷却荆、慢化剂和燃料温度下先用
ＳＫＥＴＣＨ—Ｎ进行中子物理计算，得到组件的
轴向、径向功率分布，传输到ＣｏＢＲＡ—ＳＣ进行子通道计算得到相应的冷却剂、慢化剂和燃料
温度密度等参数，再把热工参数带人
ＳＫＥＴＣＨ—Ｎ中得到对应的截面数据，再进行
物理计算，如此反复直到计算收敛为止［５］。中
子物理计算所需要的截面与反馈系数等参数由ＭＣＮＰ计算得来。
初始赋值冷却荆密度慢化刺密度燃料温度．．．．．．．．．．．１：．一ＳＫＥＴＣＨ．Ｎ二［
功率分布（松弛）
宏观截面的反馈系数罗
ｌ（松驰）／Ｉ逦茧》ｕ
Ｅ司
图２简化的耦合计算流程图
Ｆｉｇ．２ｓｉｍｐＩｉｆｉｅｄｎｏｗｃｈａｎｏｆｔｈｅｃｏｕｐｌｉｎｇｐｒｏｃｅｄｕｒｅ
由于对称性取图１中单排与双排燃料组件
的各１／４进行研究，其子通道与燃料棒的排布划分如图３所示。ｏ■
ｏ２ｏｏ，Ⅺ卫
２ｏ啪～
姗
＝：¨∽
∞堋～
舢
¨
万方数据目３单排自ｍ＃ｍ＃日＊∞１／４ｍ布目
Ｆｗ３ｏｎ｝ｆ…ｈ口ｆａｈＰ【８３…ｂｌｙｔａｋ…ｎＩｈａｎａｌｙ３ｌｓ
３计算结果
图４为两类组件内燃料棒径向功率分布，
单排组件燃料棒的径向功率差异较大・而双排
组件的分布相对比较均匀。其原因在于取排组件的慢化剂通道对每个燃料棒提供大致相同的
慢化．而单排组件只对组件内部的燃料棒提供
相对较好的慢化。图５为两种燃料组件沿轴向
＠＠＠＠＠⑨＠⑩
昌口８口晷巴
＠ＬＪ＠ＬＪ＠Ｌｊ
＠＠＠＠＠＠＠＠
＠厂］＠厂］＠厂．
＠ＬＪ＠Ｌ－】＠Ｌ！
＠⑩＠＠＠＠＠＠
⑩［］＠［］＠Ｆ的平均水密度（以组件截面平均化）分布。单排
燃料组件比双排组件豹整体水密度小将近
１。０ｋｇ／ｍ３，同时其轴向水密度近似呈对称分
布。而双排组件下部的柬密度比顶部要太一些。两种组件轴向密度分布导致如图６所示的
轴向功率分布：单排组件为双峰分布．其双峰分
别位于堆芯顶部和下部｝双排组件为单峰分布，
其功率峰位于堆芯下部。
目＾＆自自率”布＆较目
Ｆ１９４ｃｏｍｐ。Ⅲ…ｆｒａｄｌ８ｌＭｒｄｌｓｔｒｌｂｕＩｌ。“＠⑩＠＠＠‰＠］ｌ＿］＠⑩］Ｉ孟鱼
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一⑩＠一
～鱼
一＠＠Ｌ＿
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万方数据
超临界水冷堆部分丧失给水瞬态敏感性分析
第３４卷第４期
２ ０ ｌ ３年８月 核动力工程
Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ Ｖ＿０１．３４．ＮＯ．４
Ａｕｇ．２０１ ３
文章编号：０２５８－０９２６（２０１３）０４－０１００・０６
超临界水冷堆部分丧失给水瞬态敏感性分析
罗峰，周涛，程万旭，苏子威，陈娟
华北电力大学核热工安全与标准化研究所，北京，１０２２０６
摘要：以Ｅｔ本超临界水冷堆（Ｓｕｐｅｒ ＬＷＲ）为背景，建立相关数学物理模型，计算分析超临界水冷堆在 部分丧失给水瞬态下，主泵惰转时间、紧急停堆延迟时间和密度反馈比对最高包壳温度的影响。分析结果表 明：部分丧失给水后，在主泵惰转和反应堆紧急停堆的共同作用下，最高包壳温度先是快速升高，然后快速 下降；延长惰转时间能延缓冷却剂流量的减少，从而延缓最高包壳温度的升高；紧急停堆延迟时间越短，越 能减缓最高包壳温度的升高；密度反馈比的变化对包壳的温度影响不大。可见，主泵惰转时间、紧急停堆延 迟时间能对堆芯的安全性能产生明显的影响。 关键词：超临界水冷堆；部分丧失给水；敏感性；瞬态；最高包壳温度 中图分类号：ＴＬ３６４＋．４ 文献标志码：Ａ
１ 引 言
超临界水冷堆的安全分析是目前超临界水冷
堆领域的研究热点，但是对于超临界水冷堆瞬态
下的热工参数敏感性分析研究很少。部分丧失给
水瞬态属于“反应堆冷却剂流量异常”事件，对
于一次冷却的超临界轻水堆而言，确保堆芯冷却
剂流量是基本的安全要求。
本课题选取部分丧失给水瞬态作为研究对
象。该瞬态的响应主要涉及主泵的惰转、紧急停
堆的延迟和密度反馈比。分析部分丧失给水瞬态
下关键参数对最高包壳温度的影响，对超临界水
冷堆的安全特性分析具有重要的意义。
２研究对象
２．１堆芯流道结构
超临界水冷堆堆芯模型采用日本热谱超临界
水冷堆ＳＣＬＷＲ－Ｈ堆芯设计【¨。堆芯由７３个内部
燃料组件和４８个外部燃料组件组成，每个燃料组
件包括慢化剂通道和冷却剂通道。
SCWR堆芯稳态物理-热工水力耦合计算程序系统CASIR的开发
第３４卷
２０ ｌ ３年 第１期
２门 核动力＿Ｔ程
Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ Ｖｏ１．３４．ＮＯ．１
Ｆ ｅ ｂ．２ ０ ｌ ３
文章编号：０２５８－０９２６（２０ Ｉ ３）０ Ｉ－００８７．０５
ＳＣＷＲ堆芯稳态物理．热工水力耦合
计算程序系统ＣＡＳ Ｉ Ｒ的开发
马永强，柴晓明，王育威，潘俊杰，安萍
中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室，成都，６１００４１
摘要：针对超Ｉ临界水冷反应堆（ＳＣＷＲ）堆芯冷却剂密度沿轴向变化剧烈的特点，开发用于ＳＣＷＲ堆芯
稳态物理．热工水力耦合计算的程序系统ＣＡＳＩＲ。ＣＡＳＩＲ由改进的压水堆堆芯中子学计算程序和适用于
ＳＣＷＲ燃料组件计算的子通道热工．水力程序组成，具备调整堆芯下腔室入口流量分配的功能。针对ＣＳＲ１０００
双流程的ＳＣＷＲ首循环堆芯，通过与蒙特卡罗程序对比寿期初时刻计算结果的方式，初步验证ＣＡＳＩＲ计算
ＳＣＷＲ堆芯中子学问题的准确性；通过ＳＣＷＲ堆芯燃耗模拟，以及调整堆芯流量分布使得最大包壳表面温度
（ＭＣＳＴ）满足设计限值的测试，表明ＣＡＳＩＲ满足ＳＣＷＲ堆芯设计的要求，可应用于方形燃料组件的ＳＣＷＲ
堆芯概念设计。
关键词：超临界水冷反应堆；稳态物理．热工水力耦合；概念设计；ＣＡＳＩＲ
中图分类号：ＴＬ３６４ 文献标志码：Ａ
１ 引 言
超临界水冷反应堆（ＳＣＷＲ）运行在水的热
力学临界点（３７４℃，２２．１ ＭＰａ）之上，堆芯冷却
剂人口温度约２８０℃，出口温度约５００℃，在２５
ＭＰａ的运行压力下，堆芯中冷却剂的密度变化范
围较大，从堆芯人口处的Ｏ．８ ｇ／ｍ。变化为堆芯出
口的０．１ ｇ／ｍ。，因此，即使在堆芯稳态运行工况
下，ＳＣＷＲ堆芯计算仍需要详细模拟堆芯中子学
与热工．水力相互耦合影响的现象。
自２００２年以来，许多国家和机构各自开发了
应用于ＳＣＷＲ堆芯设计的物理．热工水力耦合计
日本热谱超临界水冷堆近期研发活动和未来计划
２００７年 国外核动力 第３期
日本热谱超临界水冷堆近期研发 活动和未来计划
Ｋ．Ｙａｍａｄａ，Ｍ．Ｏｏｋａｗａ，Ｙ．Ａｓａｎｕｍａ，Ｓ．Ｓａｋｕｒａｉ， Ｓａｋｕｒａｉ．Ｓ，Ｋｉｔｏｕ．Ｋ．，Ｏｋａ．Ｙ． （Ｔｏｓ￣ｂａ Ｃｏｒｐｏｒａｔｉｏｎ，Ｙｏ￣ｈａｍａ，Ｊａｐａｎ） １ 引 言 超临界水冷堆（ＳＣＷＲ）是一种革新型轻水堆（ＬＷＲ），它在超临界压力下运行，具有直 流式反应堆和直接循环的主系统。由于其热效率高、电厂系统简化，因此具有投资成本 低的潜在优点。 ＳＣｗＲ概念是由东京大学于１９８９年提出的，它获得了世界范围的广泛兴趣，并在２００２ 年被选为６种第四代核能系统之一。为了推进关键技术的研发，在对ＳＣｗＲ概念感兴趣的 ＧＩＦ成员国之间正计划开展国际协作。 本文概要介绍了日本在热谱ＳＣｗＲ研发方面的近期活动和未来计划，包括与现有轻水 堆相比的ＳＣＷＲ的特眭、技术可行性、设计目标要求讨论和关键技术开发。 ２ ＳＣＷＲ特点 ＳＣＷＲ和现有ＬｗＲ都用水作反应堆冷却剂，不同之处在于反应堆的运行压力。热谱 ＳＣＷＲ采用超临界压力水作反应堆冷却剂和慢化剂。 ＳＣＷＲ、ＰｗＲ和ＢｗＲ的运行压力和温度范围比较见图１。在沸水堆 ＷＲ）堆芯内，人 口处的反应堆冷却剂是过冷的，经过加热在 出口处形成两相混合物，由于存在传热恶化 （即所谓沸腾转变），因此冷却剂出口温度被 限制到饱和温度；在压水堆（ＰＷＲ）堆芯中， 反应堆出口冷却剂仍然是过冷的，甚至在这 种情况下，出口温度仍要受到所谓的偏离泡 核沸腾的传热恶化的限制。在上述两种情况 下，这种极限现象都是由于燃料棒表面被蒸 汽覆盖时冷却剂特性突然变化引起的。 ＳＣＷＲ的堆芯运行在水的临界压力 （２２．１ＭＰａ）以上，反应堆冷却剂不经历相变， 图１ ＳＣＷＲ、ＰＷＲ和ＢｗＲ堆芯的 运行压力和温度范围
流进堆芯的所有冷却剂从低温高密度流体连续地变成高温低密度流体，尽管在临界压力 以上水和蒸汽之间没有严格区别，但这种高温低密度流体通常仍然被称为“蒸汽”。 在超临界压力下，当温度接近所谓的伪临界温度时，水的特性将随温度变化出现急
核反应堆热工分析课设
目录
一、设计任务 ......................................... 1
二、课程设计要求 ..................................... 2
三、计算过程 ......................................... 2
四、程序设计框图 ..................................... 8
五、代码说明书 ....................................... 9
六、热工设计准则和出错矫正 .......................... 10
七、重要的核心程序代码 .............................. 11
八、计算结果及分析 .................................. 17
1
一、 设计任务
某压水反应堆的冷却剂及慢化剂都是水，用二氧化铀作燃料，用Zr-4作包壳材料。燃料组件无盒壁，燃料元件为棒状，正方形排列。已知下列参数：
系统压力 15.8MPa
堆芯输出功率 1820MW
冷却剂总流量 32100t/h
反应堆进口温度 287℃
堆芯高度 3.66m
燃料组件数 121
燃料组件形式 17×17
先进压水堆堆内铁—水反射层组件研制及实验研究
维普资讯 ８ 核动力工程
表１铁一水反射层组件准确铁水体积比
名义铁水体积比 实际准确铁水体积比
７０：３Ｏ
７５：２５
８０：２０
８５：１５
９０：ｌ０ ７ ２４：２９ ７６
７４ ９ｏ：２５１０
７ ６６ ０．３４
８４．４２：１５．５８
８ ９６：１３．０４
３ １ ８一实验装置及实验堆芯简介
３．１临界装置 本课题实验在中国核动力研究设计院的临界
装置上进行。临界装置主要由堆本体、慢化剂回
路系统、核测量系统、保护系统、控制系统、棒
位测量系统、剂量监测系统、驱动机构及主控制
台组成。
３．２实验堆芯 全水反射层堆芯…（图２）由２１个１７×１７根燃
料元件的组件组成。每个组件包括１个５×５、４
个５×６和４个６×６的小组件；其中Ａ２、Ａ４、
Ｂ１、Ｂ５、Ｄｌ、Ｄ５、Ｅ２和Ｅ４八个组件内各少１个６
×６的小组件，在Ａｈ Ａ５、ＥＩ和Ｅ５四个组件内
各加１个６×６的小组件。全堆共装载燃料元件
５４１６根。本堆共有１３组控制棒，编号分别为 、
１ １２ ，其中（７ ８ ）、（１１ ＋１２ ）各用１台安全棒
驱动机构驱动，作为安全棒使用，（９ １ 用１
台手动棒驱动机构驱动，其余各组控制棒各用一
台手动棒驱动０＂ｒｅ；驱动。带驱动机构的控制棒有
２８０根，另有不带驱动机构的控制棒４０根。堆芯
有四组Ｂ４Ｃ—Ａ１２０３可燃毒物棒，编号为ｂ—ｅ，每
组２４根，共９６根。堆内余下的空位形成水洞，
共９３个。 图２全水反射层堆芯
铁．水反射层堆芯以全水反射层堆芯为基础，
在紧靠堆芯边界布置８块外径为・１２２８ｍｍ、厚
１３０ｒａｍ由下至上叠合而成的铁反射层组件（图３），
在铁一水反射层组件流水孔中套插不同铁丝或不
锈钢管来实现不同铁水体积比。不同铁．水体积比
见表２。
表２不同铁水体积比 图３铁一水反射层堆芯
铁．水 铁．水反 插人 清水状态 克硼堆芯 体积比 射层块 萌婀奇（丝） Ｉ皿 根 根鼓 控树棒 永洞 控制捧 水洞
简单通道内超临界水传热特性实验研究
第３４卷
２０ Ｉ ３』Ｆ 第１期
２月 核动力一Ｉ 程
Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ ＶＯ１．３４．ＮＯ．１
Ｆ ｅｂ．２ ０ ｌ ３
文章编号：０２５８－０９２６（２０Ｉ３）ｏ１．０１０１．０７
简单通道内超临界水传热特性实验研究
李永亮，曾小康，黄志刚，闰 晓，黄彦平，肖泽军
中国核动力研究设计院中核核反应堆热【水力技术重点实验室．成都，６１００４１
摘要：针对各国超临界水冷堆燃料组件设计方案，选取圆管、圆环形通道、方环形通道３种具有热工水 力代表性的简单通道，开展超临界条件下水 ｒ：质的传热特性实验研究。实验结果表明，热流密度、质量流速 和压力３种热工参数对不同简单通道传热特性的影响趋势基本一致；在相同质量流速和压力下，换热系数在 靠近拟临界温度处存在峰值，且随热流密度的增大而减小；在相同热流密度和压力下，相同主流体焓处对应 的换热系数随着质量流速增加而增加；压力对超临界水传热特性影响较弱，仅在拟临界区域内换热系数峰值 稍有不同；实验中出现了拟临界区域的传热恶化现象，传热恶化发生时壁温出现局部峰值。 关键词：超临界水；简单通道；传热；实验研究 中图分类号：ＴＫｌ２４ 文献标志码：Ａ
１ 前 言
超临界水冷堆（ＳＣＷＲ）的堆芯有着超临界 压力与温度、拟临界区域剧烈的物性变化、复杂 的系统流程及流道结构、高热负荷等特殊的热工 水力条件，为了保证ＳＣＷＲ的安全性与经济性， 需要深入开展ＳＣＷＲ堆芯热工水力特性研究。 受多因素耦合影响，ＳＣＷＲ堆芯热工水力特 性较为复杂，直接开展全尺寸等比例堆外燃料组
件的热工水力实验可行性较低，也难以掌握真实 的规律特性。基于从简单到复杂、从单因素到多
因素耦合的研究方法，可以从燃料组件中选取抽 象出圆管通道、圆环形通道、方环形通道等３种简 单通道进行初步研究，以弄清ＳＣＷＲ堆芯热工水 力特性。 圆管通道作为最基本的流道形式，可以分析 超临界状态下流体基本的传质传热行为，圆环管 通道、方环管通道可以初步反映燃料组件中加热 方式、边壁边角等对流体换热性能的影响。 本文分析了圆管、圆环管和方环管３种简单
MOX燃料贮存水池核临界安全分析
MOX燃料贮存水池核临界安全分析
李航;周琦;朱庆福
【摘 要】利用MONK程序对MOX热室项目燃料贮存水池进行了核临界安全分析.针对给定的水池尺寸和燃料棒数量,确定燃料以分区方式贮存.选取国际公布的临界基准实验数据,验证并确定MONK程序计算分析类似物料形态时的偏倚和次临界限值,其次进行保守假设,确定贮存水池在正常及事故工况下其中子有效增殖因数,评价贮存水池的安全性.计算结果表明,贮存水池在最危险事故工况下,其最大中子增殖因数小于次临界限值,系统处于临界安全状态.
【期刊名称】《原子能科学技术》
【年(卷),期】2018(052)008
【总页数】5页(P1388-1392)
【关键词】MONK程序;核临界安全;燃料贮存水池
【作 者】李航;周琦;朱庆福
【作者单位】中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部,北京102413;中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部,北京102413;中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部,北京102413
【正文语种】中 文
【中图分类】TL24
中国原子能科学研究院将建成具备开展MOX燃料组件和结构材料辐照后检验能力的热室(简称MOX热室)，为MOX燃料的研发和应用提供技术支持。MOX热室项目燃料贮存水池对多种类型的乏燃料进行短期或长期贮存，其所含裂变核素总量大、种类繁多，且燃料棒长短不一，需对上述燃料棒进行分区域分类型存放，以满足核燃料贮存临界安全的要求。
遵循我国现行的相关法规和标准[1]，使用MONK程序并利用ENDF/B-Ⅶ连续能量核截面数据库，对MOX热室项目燃料贮存水池进行临界安全分析。MONK程序由AMEC Foster Wheeler公司旗下ANSWERS软件服务中心开发，是一款可用于反应堆物理及临界安全分析的大型三维粒子输运蒙特卡罗程序。本文针对给定的核燃料，验证并确定MONK程序分析类似物料形态时的偏倚和次临界限值；在限定贮存区域对燃料进行分区贮存，并基于合理假设，建立可信的几何计算模型，对正常工况及可信的事故工况进行核临界安全分析，以确保该贮存水池处于核临界安全状态。
研究堆堆芯管理和燃料装卸
研究堆堆芯管理和燃料装卸
I
目 录
1 引言........................................................................................................................... 1
1.1 概述................................................................................................................. 1
1.2 目的................................................................................................................. 1
1.3 范围................................................................................................................. 1
2 堆芯管理................................................................................................................... 2
2.1 管理目标......................................................................................................... 2
2.2 堆芯计算......................................................................................................... 3
压水堆堆芯设计特点及其演变
© 1994-2010 China Academic Journal Electronic Publishing House. All rights reserved. 核动力工程
NuclearPowerEn
gineerin
g第
21卷第
1期
2000年
2月Vol.21.No.1
Feb.2000
1999年
9月
15日收到初稿
,1999年
9月
25
日收到修改稿。1引言
目前压水堆核电站占世界核电站发电总量
的
58%以上
,单堆功率由早期两环路
1000MW
热功率已发展到目前的四环路
4270MW热功
率。堆芯燃料组件由
14×
14排列
121个增大到
17×
17排列
205个
,燃料棒由
21659根增加到
54120根
,活性段高度由
3.05m增高到
4.3m。
当代压水堆一回路系统运行压力为
15.5MPa,
堆芯内冷却剂平均温度为
310℃左右
,燃料棒局
部壁温为
345℃
,冷却剂流速为
3～
6m/s,燃料
棒平均在堆内运行
3年。这就要求燃料组件及
相关构件具备良好的耐腐蚀性、耐辐照性和高
度可靠性。本文综合论述了压水堆堆芯设计中
的基本问题
,并简要介绍了负荷跟踪运行与堆
芯设计的关系以及当前压水堆堆芯的改进设计
与演变过程。
2压水堆堆芯设计
压水堆核电站的原型堆是
1957年开始运行
的希平港核电站
,后经杨基核电站的改进
,确
立了当代压水堆堆芯设计的基础
,实现了堆芯
功率分布的平坦化、高功率密度和较好的经济性。当代压水堆堆芯设计的目标仍然是在保证
运行安全的条件下
,尽可能降低燃料成本
,同
时打破以往稳定在额定负荷运行的
A模式
,变
成日负荷和周末负荷跟踪运行的
G模式
,确定
最佳换料周期和延长换料周期。以下简要介绍
堆芯设计的主要基础及其所具有的优点。
2.1化学补偿反应性
在化学补偿反应性的设计中
,采用将吸收
中子能力强的硼材料以硼酸溶液的方式加入反
应堆冷却剂中
,通过调节其浓度
,实现控制堆
芯反应性的目的。压水堆核电站在循环寿命初
期具有大约
30%的剩余反应性。在如此大的剩
超临界水冷堆CSR1000燃料组件子通道分析
第３４卷
２０１ ３矩 第１期
２月 核动力工程
Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ Ｖ＿０１．３４．ＮＯ．１
Ｆ ｅｂ．２０ｌ ３
文章编号：０２５８－０９２６（２０１３）０１・００４０－０５
超临界水冷堆ＣＳＲ１ ０００燃料组件子通道分析
杜代全，肖泽军，闫 晓，曾小康，黄彦平
中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室，成都，６１００４１
摘要：利用实验数据和计算流体力学（ＣＦＤ）商用软件ＣＦＸ对现有子通道分析模型进行研究，分析其在 超临界水冷堆（ＳＣＷＲ）分析中的适用性，并根据分析结果对ＡＴＨＡＳ程序进行改进。采用改进的ＡＴＨＡＳ 程序对超临界水冷堆ＣＳＲ１０００燃料组件进行稳态子通道分析，获得燃料组件冷却剂和包壳温度分布、流动压 降等参数。结果表明：减小螺旋肋螺距（ 『ｗ）可展平燃料组件冷却剂出口温度分布、降低包壳表面最高温度 （ＭＣＳＴ），但同时燃料组件流动阻力将增大。 关键词：超临界水冷堆；燃料组件；子通道分析 中图分类号：ＴＬ３５２ 文献标志码：Ａ
１ 前言 超临界水冷堆（ＳＣＷＲ）作为第四代先进反
应堆中唯一的水冷堆，具有热效率高、系统简化 等优点，已在核能发达国家得到广泛研究【】’２】。中
国核动力研究设计院已开展中国超临界水冷堆 （ＣＳＲ１０００）的概念设计研究，涉及系统设计、
热工．水力和材料及水化学等。
超临界水（ＳＣＷ）在跨越拟临界区域时物性 发生强烈变化，会表现出与亚临界单相或两相完
全不同的热工．水力特性。此外，燃料组件慢化剂 通道（水棒）和组件盒设计、燃料棒独特的排列
和定位方式，也使得ＳＣＷＲ堆芯的热工．水力特 性复杂。包壳表面最高温度（ＭＣＳＴ）是ＳＣＷＲ
燃料组件热工冰力设计分析中的重要参数，直接
影响到反应堆的热工安全裕量和经济指标。本文 以子通道程序ＡＴＨＡＳ为基础，通过修改和添加 相关模块，对ＣＳＲＩＯ００的燃料组件典型栅元子通