堆芯设计

堆芯核设计(一)设计目标、基础和范围
2. 设计主要阶段和范围3/3
换料堆芯设计的主要阶段和内容与一个新的堆 芯设计是不完全相同的，它主要包括： （1）富集度的确定（包括换料策略） （2）换料堆芯的安全分析和校核
（3）核设计报告
堆芯核设计(二)燃料和部件的选择
1. 燃料选择1/2
新燃料富集度的确定必须满足如下要求、限制 或准则 （1）用户的循环长度要求 （2）富集度的限制
堆芯核设计(一)设计目标、基础和范围
2. 设计主要阶段和范围2/3 FSAR阶段 形成堆芯安全评价的基础；设计还为热工水力设计 提供设计输入和FSAR核设计有关部份的分析。 第一堆芯的最终核设计阶段 完成最终堆芯核设计和核设计审评。详细的堆芯燃 耗分析，反应性系数计算和堆芯功率能力研究等都在 这一阶段完成。在这阶段工作中，还包括启动试验预 计值计算和验收准则审评，并且跟踪堆芯至临界。
（3）易运行性 易运行性主要包括：负荷跟踪能力以及运行自由度 的极大化和运行区域的极大化三个方面。 只要满足安全要求，不超过许可证容许的最大 功率，应满足负荷跟踪能力的要求 反应堆设计应使在氙瞬态中，反应堆是稳定的 或者可控制的 控制棒提升极限提供的微分棒价值，对功率变 化有足够的响应 堆芯设计应使堆芯功率倾斜尽可能地接近于零
堆芯核设计(二)燃料和部件的选择
2. 控制棒和压力壳顶盖开孔的选择2/2 控制棒位置 控制棒有二种功能：提供快速停堆；进行功率和功 率分布的调节与控制。停堆能力的要求决定了总的控 制棒数量，功率和功率分布控制要求，决定了控制棒 的分组和提棒程序。 （1）控制棒组 R棒组 灰棒组 （2）停堆棒组
堆芯核设计(六)设计接口
1. 热管因子和堆芯功率分布2/2
（4）事故条件下的径向和轴向功率分布 主蒸汽管断事故 失控提棒事故 弹棒事故


控制棒失步
落棒事故

功率下单束棒提棒事故
堆芯热工水力设计
(一 ) (二 ) (三 ) (四 ) (五 ) 堆芯功率能力 事故分析 堆芯部件设计 堆芯水力设计 燃料棒性能
（3）燃料设计准则
（4）满功率运行允许的功率峰因子 （5）慢化剂温度系数的限制
堆芯核设计(二)燃料和部件的选择
1. 燃料选择2/2
辐照过的燃料的选择 在换料堆芯设计中，有部份辐照过的燃料将继续在 换料堆芯中使用，一般选择燃耗浅的，即保留K∞最大 的燃料组件。


循环期末的定义（EOL）
可更换的燃料棒的更换
堆芯核设计(三)第一堆芯设计
第一堆芯设计2/2
充分利用现有的类似设计和经验 （1）选择有三种富集度的第一堆芯燃料 （2）高富集度燃料放在堆芯边缘，较低的二种富集 度放在堆芯内区
（3）在燃料组件中的可燃毒物，按对称方式布置
堆芯核设计(四)换料堆芯设计
换料堆芯设计1/4
换料堆芯设计的目标和内容大部分与第一堆芯 设计是相同的，不同的地方主要有：
堆芯核设计(二)燃料和部件的选择
3. 堆芯热电偶和可移动探测器的选择1/4
可移动探测器的主要功能 （1）堆芯三维功率分布和功率峰因子的精确测量 （2）堆外探测器刻度（AO) （3）燃料在堆芯的装载的验证
（4）落棒和棒失步的监测
（5）用于固定探测器的刻度
堆芯核设计(二)燃料和部件的选择
3. 堆芯热电偶和可移动探测器的选择2/4
热工水力设计(一)堆芯功率能力
1. 95×95DNB准则
偏离泡核沸腾(DNB)，临界热流密度(CHF)和偏 离泡核沸腾比(DNBR）。 95×95DNB准则 对堆芯热管，在95%置信度下不出现DNB的概率不 小于95%。满足95×95DNB准则的DNBR限值不仅与 DNB关系式有关，而且与燃料组件类型有关。
堆芯核设计(一)设计目标、基础和范围
（2）经济性 为满足业主的有关要求（例如，循环长度，区域平 均卸料燃耗，功率能力等），设计中应当考虑：
在额定功率下计算得到的循环长度应当有一个 一定范围的正偏差
计算得到的卸料燃耗与设计合同值相一致 燃料最大础和范围
热工水力设计(一)堆芯功率能力
2. DNBR设计方法2/2
（3）修正的热工设计方法(RTDP) RTDP与ITDP相似，只是在RTDP中DNB关系式中的 不确定性和其他参数不确定性一起统计确定DNBRD.L （4）部份修正的热工设计方法（Mini-RTDP)
Mini-RTDP与RTDP方法相似，在Mini-RTDP方法中， 电厂运行参数（热功率，温度，流量和压力）的不确定 性不参加DNBR设计限值确定的统计中，计算中用它们 的保守值。
F N F N (Design)[1 M(1 P)] ΔH ΔH
堆芯核设计(一)设计目标、基础和范围
（1）安全性2/2 在超功率瞬态中，必须维持燃料完整性 一束最大价值的棒卡在堆芯外时，其他N－1束 棒的价值能使反应堆热停堆，并有足够的次临界度 （2000，1770和1300pcm) 在环境温度和压力下进行换料时，最小硼浓度 必须大于如下三种情况的最大值： a. 所有控制棒插入时k=0.95（考虑安全当局要求 的不确定性） b. 2000ppm c. 技术规格书或FSAR中规定的值
堆芯核设计(五)安全分析
堆芯设计的一个重要责任必须提供安全有关的数据， 安全分析和论证。这些数据，分析和论证，将用于安 全分析报告的“核设计”、“热工水力设计”、“事 故分析”和“技术规范”等章节的编写中。 1. 工况分类 根据ANS安全准则N18.2，按发生的频率和对公众 的风险，将整个电厂的工况分为四类 （1）工况I：正常运行 （2）工况II：中等频率事故 （3）工况III：稀有事故 （4）工况IV：极限事故
堆芯核设计(五)安全分析
2. 事故简述5/5 （4）极限事故（工况IV） 核电厂运行中期望不出现，但设计中必须考虑的最 严重的事故，它不应造成对公众的安全和健康造成严 重的风险，属于该类事故的有： a. 大破口失水事故 b. 蒸汽发生器传热管断 c. 主蒸汽管断 d. 一台主冷却剂泵卡转子 e. 燃料操作事故 f. 弹棒事故
堆芯核设计(五)安全分析
2. 事故简述2/5
属II类事故的有： a. b. c. 次临界下失控提棒事故 功率运行下的失控提棒事故 控制棒失步或卡棒
d.
e.
硼稀释事故
部份失流事故
f.
停运环路的事故启动
堆芯核设计(五)安全分析
2. 事故简述3/5 属II类事故的有： g. 失去外负荷/汽机脱扣 h. 失去正常给水 i. 失去厂外电 j. 给水误动作造成过量传热 k. 过量蒸汽负荷增加 l. 反应堆冷却剂系统事故降压 m. 主蒸汽系统事故降压 n. 功率运行下安注误动作
堆芯核设计(一)设计目标、基础和范围
（4）许可证易获得性
设计者应当知道管理要求的变化并有如下的考虑， 以使设计容易通过评审 采用成熟的设计 对参考电厂的FSAR的尽量少的变化

尽量满足新的技术规范要求
堆芯核设计(一)设计目标、基础和范围
2. 设计主要阶段和范围1/3 第一堆芯（初始新堆）设计主要包括PSAR、FSAR 和最终核设计三个阶段及相应的设计范围。 PSAR阶段 PSAR阶段从项目确定（合同签订）至PSAR释放。 在这阶段，设计者的主要工作有，项目（合同）要求 的熟悉和评审，堆芯主要参数（例如，可燃毒，富集 度等）的确定，专业接口的确定（例如，压力壳顶盖 开孔，燃料贮存和运输等有关问题），在这一阶段的 主要工作是PSAR的准备、编写和评审。
堆芯核设计(五)安全分析
2. 事故简述4/5 （3）稀有事故（工况III） 有少量燃料破损，但其放射性后果不造成公众对电 厂禁区以外区域的应用，工况III不产生IV类事故，也 不造成反应堆冷却剂系统功能的丧失或安全壳屏障的 失去，属于该类工况的事故有： a. 小破口失水事故（触发安注） b. 蒸汽管小破口 c. 堆芯燃料装错事故 d. 全失流事故 e. 废气衰变箱破裂 f. 功率条件下单束棒提棒事故
堆芯热电偶功能 （1）堆芯径向相对功率分布测量，用于堆芯监督 （2）堆芯焓升热管因子监测 （3）探测堆芯径向不对称性
（4）应急情况下的堆芯径向功率分布连续监督
堆芯核设计(三)第一堆芯设计
第一堆芯设计1/2 燃料在堆芯中的布置（装载图）的选择，基本 确定了热管因子，慢化剂温度系数，停堆裕度和燃耗 第一堆芯设计，实质上是燃料富集度，燃料布 置和可燃毒物选择的优化过程 富集度选择的目的是提供足够的后备反应性 可燃毒物的应用目的，防止出现正的慢化剂温 度系数和展平功率分布 优化过程是一个计算分析的迭代过程，直到热 管因子，慢化剂温度系数，停堆裕度，循环寿期和卸 料燃耗满足规定的要求为止
（1）业主的要求变化
（2）以前的循环运行的历史和实际的EOL时的燃耗 分布对换料设计的重要影响 （3）堆芯的燃料布置方式：L3P
堆芯核设计(四)换料堆芯设计
换料堆芯设计2/4 长燃料循环和高卸料燃耗是堆芯燃料管理的发 展趋势 （1）长循环期 提高铀－235富集度或增加每次换料的燃料组件数 或二者结合。 （2）高燃耗 若循环燃耗不变，提高铀－235富集度减少每次换 料的组件数目，则不但增加了燃料组件的卸料燃耗， 还延长了循环寿期。
PWR堆芯设计
（核设计与热工水力设计）
堆芯核设计
(一 ) (二 ) (三 ) (四 ) (五 ) (六 ) 设计目标、基础和范围 燃料和部件的选择 第一堆芯设计 换料堆芯设计 安全分析 设计接口
堆芯核设计(一)设计目标、基础和范围
1. 设计的目标和设计基础 堆芯设计总的目标，是保证反应堆能在电厂额定功 率条件下安全地、可靠地和经济地维持核链式反应。 包括如下四个方面： （1）安全性 设计必须满足I、II、III和IV类工况的 有关的安全准则 （2）经济性 设计必须保证在规定的时间内产生所 要求的能量 （3）可运行性 设计必须是易于运行的 （4）许可证易获得性 设计必须尽可能地满足安全 当局的所有管理规定
堆芯核设计(一)设计目标、基础和范围
（1）安全性1/2
在HZP条件下，当所有控制棒都在堆芯外时， MTC为非正

核焓升热管因子
必须满足如下关系式：
热流密度热管因子FQ必须不超过限制值，即在 任何堆芯高度FQ必须不超过设计包络值。
运行程序允许的初始运行工况，使发生II、III和 IV类事件时，满足相应的安全准则
热工水力设计(一)堆芯功率能力
2. DNBR设计方法1/2
（1）标准的热工设计方法（STDP） 计算中所有参数都取保守值，因此在计算结果中包 含一定的裕量。 （2）改进的热工设计方法（ITDP）
在设计中，所有参数用名义值，参数的不确定性和 程序及模型的不确定性（不包括DNB关系式的不确定 性）用统计方法得到DNBR的设计限值（DNBRD.L)
堆芯核设计(五)安全分析
2. 事故简述1/5
（1）工况I 正常运行和运行瞬态，工况I中的事件是 在运行中期望经常出现的。通过运行区域和控制系统 的设计，使电厂运行在规定区域内，工况I的事件不 引起停堆和燃料破损。
（2）工况II 工况II的故障，最坏情况下，使反应堆 停堆，故障排除后能重新启动和正常运行，无燃料损 坏和反应堆冷却剂系统超压，属于该类工况的事故有：
更换时必须考虑组件中功率分布的变化。
堆芯核设计(二)燃料和部件的选择
2. 控制棒和压力壳顶盖开孔的选择1/2 顶盖开孔的选择 对新的堆芯设计，需要确定顶盖开孔数量及位置， 确定时有如下考虑： （1）计算条件为：最高的预期运行温度和最长的预 期燃料循环寿期。 （2）在堆芯内的面对面的相邻的二束棒布置是不允 许的。 （3）由于压力容器顶盖是个曲面，在远离堆芯中心 的边缘位置尽可能不布置控制棒。
堆芯核设计(六)设计接口
核设计的接口很多，它不仅与堆芯设计的其他设计 部份密切有关，而且与系统设计、控制与保护系统的 设计都有接口关系。所谓接口，即设计输入和输出的 连接。 1. 热管因子和堆芯功率分布1/2 堆芯热管因子和功率分布是堆芯功率能力和安全 评价的基础，它包括 （1）正常满功率运行下的径向功率分布 （2）正常满功率运行下的轴向功率分布 （3）其他功率水平下的径向和轴向功率分布