堆芯设计

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径向倒料式驻波堆堆芯概念设计

径向倒料式驻波堆堆芯概念设计
pr o p a ga t i o n wa s a c hi e v e d .I n o r de r t o ut i l i z e t he f i s s i l e ma t e r i a l p r o d uc e d b y s t a nd i n g wa v e r e a c t o r,t he f u e l c l a d di n g r e pr o c e s s i n g t e c hni q u e wa s a pp l i e d,a n d t he s us t a i na b l e ut i l i z a t i o n of n uc l e a r f u e l wa s r e a l i z e d . Ke y wo r ds :s t a nd i ng wa ve r e a c t o r ;br e e di ng;c l a d
Co n c e pt ua l Co r e De s i g n o f S t a nd i ng Wa v e Re a c t o r Wi t h Ra d i a l Fu e l S h uOU Le i ,CAO Li a n g — z h i ,W U Ho ng — c hun,ZHENG You — qi
( S c h o o l o f Nu c l e a r S c i e n c e a n d Te c h n o l o g y,xi ’ a n Ji a o t o n g Un i v e r s i t y,xi ’ a n 7 1 0 0 4 9 ,Ch i n a )
a s s e mb l i e s i n t h e c o r e . Th r o u g h t h e r a d i a l s h u f f l i n g s c h e me ,t h e b r e a d i n g — b u r n u p wa v e

HAD102-07核电厂堆芯的安全设计

HAD102-07核电厂堆芯的安全设计

HAD102-07核电厂堆芯的安全设计HAD102/07核电厂堆芯的安全设计(1989 年 7 月 12 日国家核安全局同意公布)本导则自觉布之日起实行本导则由国家核安全局负责解择1引言 ........................- 6 -1.1概括 ....................- 6 -1.2范围 ....................- 6 -1.3堆芯和有关设备的范围 . .......- 7 -2安全设计原则 .....................- 8 -2.1总则 ....................- 8 -2.2中子物理和热工水力设计的基本考虑 -11 -2.3机械设计的基本考虑 . (12)3堆芯设计要求 (14)3.1燃料元件和燃料组件 . (14)燃料元件的设计要求 - 14 -燃料组件机械方面的安全设计要求 (19)3.2冷却剂 (23)轻水 (24)重水 (25)二氧化碳 (26)3.3慢化剂 (26)轻水 (27)重水 (27)石墨 (28)3.4 反响性控制手段 . (30)反响性控制手段的种类 -31 -最大反响性价值和反响性引人速率 (31)整体功率和局部功率控制 -32 -可燃毒物的影响 (33)辐照效应 (33)3.5堆芯监测系统 (33)3.6 反响堆停堆手段 . (36)停堆手段的种类 (38)靠谱性 (39)停堆和保侍停堆的有效性-40 -停堆速率 (42)环境考虑 (44)3.7堆芯及有关构造 (45)反响堆冷却剂压力界限 -46 -反响堆堆芯组件支承构造-47 -燃料组件支承构造 . - 48 -停堆装置和反响性控制装置的导向构造 (48)堆内仪表支承构造 . - 49 -其余堆内构件 (50)退伍考虑 (50)3.8堆芯管理 (51)安全限值 (51)反响堆运转设计资料 - 52 -反响堆堆芯剖析 (53)燃料装卸系统 (55)3.9瞬态剖析和事故剖析 . (56)假定始发事件 (56)剖析 (57)4 判定和试验 (60)4.1设备判定 (60)4.2 检查和试验的举措 . (61)5 设计、制造和运转的质量保证 (62)名词解释 (62)附录 I反响性系数 . (64)附录 II芯块—包壳相互作用 (66)II.1锆合金包壳 (66)II.2钢包壳 (68)附录 III设计中对堆芯管理方面的考虑-70-III.1功率整形 (70)III.2堆芯反响性水平易停堆 (72)附录 IV影响堆芯设计的假定始发事件的实例 -74 -1引言1.1 概括《核电厂设计安全规定》( HAF102 ,以下简称《规定》)对核电厂堆芯设计提出了一定知足的最低安全要求。

超临界水冷堆CSR1000堆芯初步概念设计

超临界水冷堆CSR1000堆芯初步概念设计

燃料类型 堆芯活性区高度/ m 最大燃料包壳温度, ℃ 最大线功率密度/ k W・ m- ‘
却剂质量流量低 ,导致 :①燃料芯块及包壳温度 比较高 ;②冷却剂平均密度较小 ,中子慢化严重
不足 ,反应性剧烈下降。现 阶段主要采取 以下措 施解决 :①在流致振动允许条件下 ,尽可能地提
高冷却剂流速 、强化传 热 ;②引入 “ 水棒 ”设计 概念 ,以增强 中子慢化能力 ,提高反应性 。这些
3 组件设计
由于 S C WR出 口温度高、出入 口温差大、冷
收稿 日期 :2 0 1 2 - 1 0 . 2 7 ;修回日期 :2 0 1 2 - 1 1 - 0 3
措施 可使堆芯最大燃料包壳温度显著降低 ,采用 不锈钢作为包壳材料成为可能。
超 临界水冷 堆 C S R 1 0 0 0堆 芯初 步概 念设计
夏榜样 ,杨 平 ,王连杰 ,马永强 ,李 庆 ,李 翔 ,刘静波
中国核动力研究设计院核反应堆 系统设计技术重点实验室,成都 ,6 1 0 0 4 1
摘要 :在借 鉴先进沸水堆 、压水堆 以及 现有超临界水冷堆 ( S C WR) 设计技术基础 上 ,提 出百万 千瓦级 超临界水冷堆设计 概念 C S R 1 0 0 0 。采用单 水棒 、 组 合式方形燃料组件 , 在保证 燃料棒均匀慢化 的同时简化 组 件结构 ; 堆 芯冷却剂流动方案为双流程 ,以提高堆芯流动稳定性及平均 出 口温度 ; 堆芯采用 1 5 7盒燃料组件 、 高泄漏换料模式 。通过 堆芯概念设计方案评价 ,给 出了循环长 度、卸 料燃 耗、冷却 剂出 口温度 、最 大燃 料包 壳 温度及最大线功率密度 等关键 参数 。 关键词 :超 临界水 冷堆 ;概 念设计 ;冷却剂流动方案

AP1000反应堆结构设计

AP1000反应堆结构设计

AFA 3G
4.1.3

西 屋 + 燃 料 组 件
P
(3)上、下管座 上管座:优化上管座弹簧压紧力,改进流水孔孔
型 下管座:过滤异物 上下管座,均为可拆连接件
(4)燃料棒 细棒径9.59mm,大晶粒UO2芯块。 表4.1 国外四种型号高性能燃料组件参数 表4.2 国外四种型号高性能燃料组件参数
HTP
17 ×17 9.5 ×0.57
264 1 24
1.26 21.504 21.402 8.19
13.5 385.15-448.8
ELS-DoPLEX合 金
ZiRLOTM Zr-4-Inconel Zr-4-Inconel
Inconel 304
表4.2 国外四种型号高性能燃料组件参数比较
项目 定位格架
板弹簧可拆结构 小圆孔形滤网
ZrB2 TFB芯块
45000MWd/TU 55000MWd/TU
88% 1992年开发,现 已有8万组件应
HTP 双金额格架 6-7(14英寸)
3-4 2
板弹簧可拆结构 曲板滤网 Gd2O3
88%
AP1000堆芯采用燃料是基于RFA燃料组件(Robust Fuel Assembly)和RFA-2燃料组件并经改进,它在抗腐 蚀、燃耗性能、抗异物、机械稳定性、热工水力性能和核 性能等方面有所改进。
AP1000燃料组件是17X17加长型(XL)燃料组件 (见图4.1.4)。每个组件有264根包壳材料为ZLROTM的 燃料棒,24根控制棒导向管,以及1根仪表测量管。上、 下管座是可拆卸的,可以更换损坏的燃料棒。
上管座使用一体化结构,定位格架是“蛋篓”焊接结 构,搅混格架与定位格架相似结构。未辐照过AP1000燃 料组件结构参数见表4.3。

chapter.13.反应堆堆芯物理设计解析

chapter.13.反应堆堆芯物理设计解析

2018/10/16
72.核数据库与多群常数库
15

对于实验测量的核数据,其存在以下问题:
对于同一截面数据,不同的实验和不同的实验方法
给出的数值可能不同,这样就必需对已有的核数据 进行分析、选取和评价; 核计算要涉及到大量的同位素以及广阔能量区间内 的核反应截面和能量的复杂关系,其所需的核数据 量非常庞大,现有实验数据不可能完全覆盖; 对于一些能量区间和部分核素,核数据存在空白, 需要利用理论计算或内插方法来填补空缺的数据。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
0
反应堆堆芯物理设计
2018/10/16
本科教学(48学时)
70.反应堆设计的内容与步骤
1
⑴设计内容

反应堆设计所涉及到的技术区域包括:
核设计;
反应堆堆芯物理设计;
辐射屏蔽的基本设计。
热工水力设计
反应堆堆芯和燃料元件的热工分析; 一回路冷却剂系统的设计。

哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟 2018/10/16
70.反应堆设计的内容与步骤
7
③施工设计

施工设计在初步设计完成后进行。 在这部分工作中,要对堆芯进行仔细的动态分析,完 成初步安全分析报告和全部一、二回路系统的详细设 计。 这一阶段的设计要绘制所有系统的详细布置图(包括 管道布置的模型)以及设备系统的结构、零件和安装 图,编制必要的技术要求、调试大纲和运行操作大纲。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟 2018/10/16
71.反应堆堆芯物理设计
10
②反应性控制设计计算

为补偿初装核燃料所具有的剩余反应性以及保证反应 堆运行的灵活性和安全性,必须进行反应性控制设计 和堆芯动态特性设计。 此时需要对各种控制手段进行反应性分配,并进行控 制棒布置方式与反应堆运行时的提棒程序进行详细的 设计。 在设计中还必须计算各种反应性反馈系数以及裂变产 物中毒物积累所引起的反应性效应等。

堆芯设计

堆芯设计
b. 2000ppm c. 技术规格书或FSAR中规定的值
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 燃料最大燃耗应满足燃料机械设计的限值
MTC为非正 核焓升热管因子 必须满足如下关系式:
FΔNH FΔNH (Design)[1 M(1 P)]
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
堆芯核设计(一)设计目标、基础和范围
(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,
循环期末的定义(EOL) 可更换的燃料棒的更换 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。

HAD102-07核电厂堆芯的安全设计

HAD102-07核电厂堆芯的安全设计

核电厂堆芯的安全设计(1989 年 7 月 12 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择1引 言- 2 -1.1 概述 - 2 - 1.2 范围 - 3 -1.3 堆芯和有关设备的范围 - 3 - 2 安全设计原则 - 4 -2.1 总则 - 4 -2.2 中子物理和热工水力设计的基本考虑 - 5 2.3 机械设计的基本考虑 - 6 - 3 堆芯设计要求 - 6 -3.1 燃料元件和燃料组件 - 7 -3.1.1 燃料元件的设计要求 - 7 - 3.1.2 燃料组件机械方面的安全设计要求 3.2 冷却剂 - 10 -3.2.1 轻水- 11 - 3.2.2 重水- 12 - 3.2.3 二氧化碳 - 12 - 3.3 慢化剂 - 12 -3.3.1 轻水- 13 - 3.3.2 重水- 13 - 3.3.3 石墨- 13 - 3.4 反应性控制手段 - 14 -3.4.1 反应性控制手段的类型 - 14 - 3.4.2 最大反应性价值和反应性引人速率 3.4.3整体功率和局部功率控制 - 15 - 3.4.4 可燃毒物的影响 - 16 - 3.4.5 辐照效应 - 16 - 3.5 堆芯监测系统 - 16 - 3.6 反应堆停堆手段 - 17 -3.6.1 停堆手段的类型 - 18 - 3.6.2 可靠性 - 19 -3.6.3 停堆和保侍停堆的有效性 - 20 - 3.6.4 停堆速率 - 21 - 3.6.5 环境考虑 - 22 -HAD102/07- 15 -3.7 堆芯及有关结构- 22 -3.7.1 反应堆冷却剂压力边界- 23 -3.7.2 反应堆堆芯组件支承结构- 23 -3.7.3 燃料组件支承结构- 23 -3.7.4 停堆装置和反应性控制装置的导向结构- 24 -3.7.5 堆内仪表支承结构- 24 -3.7.6 其他堆内构件- 25 -3.7.7 退役考虑- 25 -3.8 堆芯管理- 25 -3.8.1 安全限值- 25 -3.8.2 反应堆运行设计资料- 26 -3.8.3 反应堆堆芯分析- 26 -3.8.4 燃料装卸系统- 27 -3.9 瞬态分析和事故分析- 28 -3.9.1 假设始发事件- 28 -3.9.2 分析- 28 -4 鉴定和试验- 29 -4.1 设备鉴定- 29 -4.2 检查和试验的措施- 30 -5 设计、制造和运行的质量保证- 30 - 名词解释- 30 - 附录I 反应性系数- 31 - 附录II 芯块—包壳相互作用- 32 -II.1 锆合金包壳- 32 -II.2 钢包壳- 33 -附录III 设计中对堆芯管理方面的考虑- 34 -III.1 功率整形- 34 -III.2 堆芯反应性水平和停堆- 35 -附录IV 影响堆芯设计的假设始发事件的实例- 35 -1 引言1.1 概述《核电厂设计安全规定》( HAF102 ,以下简称《规定》)对核电厂堆芯设计提出了必须满足的最低安全要求。

基于常规托卡马克的多功能聚变工程实验堆堆芯初步设计与分析

基于常规托卡马克的多功能聚变工程实验堆堆芯初步设计与分析
M FX h as be e n pr o po s e d f o r c he c ki n g a nd v a l i d a t i ng t he f us i o n DEM O r e a c t or r e l e v a nt
t e c hn ol o g i e s b a s e d on v i a b l e t e c hno l o gi e s . The pr e f e r r e d f u s i o n c o r e o f FDS - M FX i s
第 3 3 卷 第 3期
2 0 1 3仨
核 科 学 与 工 程
N uc l e a r Sc i e n c e a nd En gi ne e r i n g
Vol - 3 3 NO .3
S e p . 2 01 3
9月
基 于 常 规 托 卡 马 克 的 多功 能 聚 变 工 程 实 验 堆 堆 芯 初 步 设 计 与 分 析
软件 S Y S C OD E对 基 于 常 规 托 卡 马克 的 F D MF X堆 芯 进 行 了设 计 与 分 析 , 给 出 一个 基 于 I TE R 物 理 设
计 基 础 的堆 芯 初 步 设 计 方 案 , 并 用 托 卡 马 克模 拟 程 序 ( T s c ) 进 行 了等 离 子 体 平 衡 计 算 和 放 电 模 拟 , 结 果 表 明设 计 方 案 初 步 可 行 。 关键 词 : 聚变 ; 混合堆 ; 堆芯设计 ; 等离子体物理 ; 平 衡 模 拟
的概 念 , 其 可 作 为 中 国 聚变 工 程 实 验 堆 ( C F E TR ) 的候选方 案。其聚变堆芯 首选常规托 卡马克 , 其 他 选

基于GDT的聚变裂变混合堆堆芯参数初步设计研究

基于GDT的聚变裂变混合堆堆芯参数初步设计研究
写成 r R v, 此 这 种 装 置 被 称 为 G s ~ L/T 因 a
Dy m i r p na cT a C

实现增殖能量 、 嬗变核废料 、 增殖核燃料 等多功能
的混合堆概念 , 为探索 F S团 队系列 聚变驱动 作 D 反应堆概念设 计 ] 的聚变驱动 器方案选择 的途
F g 1 S h ma i d a r m fGDT— a e y rd r a t r i . c e t ig a o c b s d h b i e c o
6 4
CH EN — i 。,W U — a 。 ,FDS Te m Yip ng Yic n ' a
( .I si t fNu la n r y S f t e h oo y,Ch n s a e fS in e ,Hee fAn i o . 2 0 3 ,Ch n : 1 n t u eo ce rE e g ae y T c n lg t i e eAc d my o c c s e fi hu Pr v 3 0 1 o ia 2 I tt t f P a ma Ph sc ,Ch n s a e y o i n e ,He e f Anh iP o . 2 0 3 . ns iu e o l s y i s i e e Ac d m fSce c s fi o u r v 3 0 1,Ch n ; ia
B d e n t u e o c a h s s No o i i k u k r I si t fNu l r P y i ( v sbr ) t e c s
负载设计值为 0 5MW/ 2 . m 。根据上述设计原 则
和 目标 , 中第 1节简要 介 绍 G T的物 理概 念 文 D 并提 出基 于 G T的混合 堆概 念 ; 2节提 出了 D 第

AP1000机组堆芯熔融物滞留设计

AP1000机组堆芯熔融物滞留设计

图1 堆芯捕集器布置
2 AP1000机组IVR设计
2.1 设计要点
AP1000机组的IVR设计是通过改善反应堆压力容器外部冷却特性来实现堆芯熔融物在压力容器内的滞留,设计要点如下:
(1)压力容器下封头没有贯穿件,除容器蠕变失效外,不会产生其他的失效模式;
图3 严重事故期间压力容器壁面热流密度与临界热流密度的比值
图2 AP1000机组IVR设计原理图
此外,在下封头外设置一个半球形的导流板来引导冷却水流,同时保证压力容器外具有足够的安全壳淹没水位,以实现两相自然循环流动。

这将提高热量导出能力,保证压力容器外表面不发生偏离泡核3 讨论
3.1 主要优点
AP1000机组IVR设计的主要优点有三:
(1)只需在堆腔内压力容器外部设置必要的结构材料,正常运行时隔热保温,事故后建立自然循环冷却流道,相比ERP机组和VVER机组的堆芯捕集器,极大简化了系统设计、减少了设备数量,降低了建造、运行和维护成本。

(2)采用非能动设计,严重事故期间利用爆破阀和重力完成堆腔淹没,压力容器壁面和安全壳壁面的两个自然循环冷却回路确保了堆芯熔融物热量导出的有效性和持续性。

相比堆芯捕集器,AP1000机组不依赖任何动力电源,不需要储存化学填料,事故后也无需补水。

(3)将堆芯熔融物滞留在压力容器内部,保持了压力容器完整性,大大降低了机组大量放射性物质释放概率(LRF)。

同时,防止堆芯熔融物向安全壳内迁。

第五章(堆芯稳态热工分析)

第五章(堆芯稳态热工分析)

tcs ( x, y, z ) t f ,in
( ql ( x, y, z ) FE dz ) H
0
z
W ( x, y, z ) c p

ql ( x, y, z ) FqE
dcs h( x, y, z )
5.3.3 降低热管因子和热点因子的途径
热管因子和热点因子在反应堆设计时必须设法降低它们的数值。 要减小它们必须从核和工程两方面着手。
堆芯下腔室冷却剂流量分配不均匀的焓升工程热管分因子
F
E H ,3

Qn,max / Wh,min,3 Qn,max / W

W W h,min,3
考虑热管内冷却剂流量再分配时的焓升工程热管分因子
E H ,4
F

hh,max,4 hn,max,3
商定有关热工参数553单通道模型反应堆热工设计的一般步骤和方法确定燃料元件参数根据热工设计准则中规定的内容进行有关的计算堆稳态热工设计的技术经济评价堆热工设计中的热工水力实验计算热管的有效驱动压头和冷却剂的质量流密度根据热工设计准则中规定的内容进行有关的计算cics计算燃料元件的温度燃料元件包壳外表面的温度燃料元件包壳内表面温度燃料芯块表面温度燃料芯块中心温度的计算堆热工设计中的热工水力实验测定核燃料和包壳的热物性以及燃料与包壳之间的气隙等效传热系数
可近似写成
t0,max t f ,in t f 2 [ f (0) c (0) g (0) u (0)]
类似地,燃料元件表面最高温度 t 也可近似用下式计算: cs ,max
tcs ,max t f ,in t f 2 f (0)
FqN 来 堆芯功率分布的不均匀程度常用热流密度核热点因子

AP1000培训-堆芯设计解析

AP1000培训-堆芯设计解析

第三代核电站(续)
更高的安全目标 堆芯热工安全裕量 >15%(19%) 堆芯融化概率 ≤1.0*10E-5/堆( 5.08*10E-7/堆) 大量放射性向环境释放概率 ≤ 1.0*10E-6/堆( 5.94*10E-8/堆) 可利用因子 >87%(93%)
第三代核电站(续)
更高的经济目标
造价大大降低约为1200美元/KWe (批量化 后大幅降低造价)(2200/1760) 生产成本大大降低约3.4美分/KWh
堆芯设计组成部分
堆芯核设计 热工水力设计 堆芯水力设计 堆芯监测仪表
核设计工具
使用新版 APA 程序包进行堆芯核设计。主要程序如下: 用多群(70 群)两维输运理论组件能谱程序PHOENIX-P 计算燃料组件均匀化两群扩散参数及反射层参数。核数据 库采用ENDF/B VI 库 用三维两群节块展开法扩散理论程序ANC 进行堆芯计算 (包括功率分布、燃耗、临界硼浓度、反应性系数、控制 棒价值等等主要的核设计内容) 用一维两群细网扩散理论程序APOLLO 进行轴向功率分布、 控制棒微分价值、负荷跟随、功率能力分析等设计计算。 用积分输运理论程序LASER 计算燃料棒内部功率分布
AP1000堆芯设计整体特点
AP1000 的堆芯保持了传统压水堆(314)的堆芯 构造(比利时的Doel 4 和Tihange 3) ; 堆芯核设计依据与第二代压水堆基本相同; 从首炉料开始就实现18 个月长燃料循环; 设计方法和设计内容与第二代压水堆相比有一定 改进; 达到第三代压水堆的要求; 具备不调硼负荷跟随能力。
反应堆结构
堆芯
压力容器剖面图
堆芯
田湾
表示,共计42个通道 MA: MSHIM 灰棒组 A MC: MSHIM 灰棒组 C M1: MSHIM 黑棒组 1 AO: A.O. 控制棒组 SD1:停堆棒组1 SD3:停堆棒组3

第3章反应堆物理设计计算

第3章反应堆物理设计计算

1973 1974 1976 1962 1968 1991 1995 2002 2006
哈钦森岛1 勇士 比布利斯 萨瓦娜号核商船 奥托· 哈恩号核商船 秦山一期核电厂 大亚湾核电厂 秦山三期 田湾
825 1130 1180
300
900 700 1000
3.5×3.5 3.66×3.3 3.9×3.6 1.7×1.6 1.12×1.15 2.90×2.486 3.65×3.36 5.945×6.286 10 3.53×3.16
27
第二步是利用栅元计算结果进行燃料组件的均匀化计 算;每个栅元一个网点,可得到: 组件内多群中子通量分布,以此为权重函数求出组 件均匀化少群常数。需考虑可燃毒物和控制棒。 组件内局部功率峰值
28
第三步是利用求得到的燃料组件少群均匀化常数进 行全堆芯扩散方程的求解,得到堆内功率分布。 二维功率分布、控制棒价值、停堆裕度、慢化剂温 度系数、堆芯二维燃耗分布
R 2 H

R
0
H /2 2.405 J0 ( r )2rdr cos( z )dz H / 2 R H
Kr Kz
11
中子通量密度分布不均匀系数
中子通量密度分布径向不均匀系数: 中子通量密度分布轴向不均匀系数:
R 2 Kr R 2.405 J0 ( r )2rdr 0 R

H eff H 轴向反射层 z 2 2 节省:
20
反射层对中子通量密度分布的影响
21
非均匀反应堆特点

采用燃料、慢化剂的非均匀栅格布置方式,这种方 式的优点:
首先,它能有效地提高中子的逃脱共振吸收几率p,从而提高
系统的无限增殖因数k∞。 其次,它可以提供独立的冷却剂通道,把反应堆热量按照要求 排出堆外。 栅元的非均匀效应

40_kW热离子月面堆电源堆芯方案研究

40_kW热离子月面堆电源堆芯方案研究

40 kW热离子月面堆电源堆芯方案研究王征1郝晓龙2孙征1侯丞1赵守智1*(1.中国原子能科学研究院 北京 102413; 2.北京跟踪与通信技术研究所 北京 100089)摘要:针对月球科研站的用电需求,笔者开展了电功率为40 kW、寿期为10年,以氢化钇为慢化剂的热离子月面堆电源堆芯方案的研究。

对该型反应堆的温度效应、燃耗效应、慢化剂氢泄漏效应以及临界安全特性进行了分析研究。

经综合分析和权衡研究,给出了经过优化的堆芯布置方案。

计算给出了堆芯的临界参数、各种反应性效应、反应性平衡、特殊临界安全特性以及堆芯热工特性。

结果表明:堆芯方案设计满足物理、热工的要求。

关键词:月面堆 热离子能量转换 堆芯方案 氢化钇中图分类号:TL413文献标识码: A 文章编号:1672-3791(2023)18-0211-04 Research on the Scheme for the Power Core of the 40 kWThermionic Lunar ReactorWANG Zheng1HAO Xiaolong2SUN Zheng1HOU Cheng1ZHAO Shouzhi1*(1.China Institute of Atomic Energy, Beijing, 102413 China; 2.Beijing Institute of Tracking andTelecommunication Technology, Beijing, 100089 China)Abstract:In view of the power demand of the lunar research station, the authors carry out research on the scheme of the power core of the thermionic lunar reactor with an electric power of 40 kW and a life span of 10 years that takes yttrium hydride as moderator. They analyze and study the temperature effect, fuel consumption effect, mod‐erator hydrogen leakage effect and critical safety characteristics of this type of reactor, give an optimized scheme for core layout after comprehensive analysis and trade-off study, and after calculation, give the critical parameters, vari‐ous reactivity effects, reactivity balance, special critical safety characteristics and thermal characteristics of the core. The results show that the core scheme design meets physical and thermal requirements.Key Words: Lunar reactor; Thermionic energy conversion; Reactor core scheme; Yttrium hydride月球是地球唯一的天然卫星,其具有高真空、无磁场、无大气活动等环境条件,是开展科学研究的天然实验室[1],并且月球还有钍、氦-3等丰富的矿物资源,可供人类开发利用。

压水堆堆芯设计特点及其演变

压水堆堆芯设计特点及其演变

核动力工程Nuclear Power En g ineerin g第21卷第1期2000年2月Vol.21.No.1Feb .20001999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,1000M W 热功率已发展到目前的四环路4270M W 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15.5M Pa ,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。

在如此大的剩余反应性中,反应堆从常温停堆工况到高温运行工况(接近300℃的温度变化)、氙(Xe )或钐(Sm )的浓度变化等对反应性的控制都是通过化学补偿完成的(如表1所示),因此,可减少机械控制棒的数目,并且在功率运行过程中,大多数控制棒都可处于提升状态,即使在第一循环寿期初,控制棒也仅插入堆芯30步(约780mm ),因而可获得平坦的堆内功率分布。

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clc clear clcclear allNe=10^9; %电站电功率nt=0.3333; %效率Fu=0.974; %燃料释热占堆芯总释热的份额P=1.55*10^7; %冷却剂压力x=0; %质量含汽率Hsat=1629850; %饱和水焓Hin=1289420; %进口冷却剂比焓Hout=1459050; %出口冷却剂比焓a=0.040; %格架混流扩散系数Fc=1.05; %热流密度不均匀修正因子MDNBR=1.34; %最小烧毁比F=2.5752; %总热流密度热点因子ds=0.0095; %燃料元件外径HEU=2.1; %水铀比Oc=0.00057; %包壳厚度Og=0.00017; %燃料与包壳间隙n=264; %组件内的元件数LED=1.15; %高径比Ea=0.04; %旁流系数G=100; %假设冷却剂质量流速Gm=200; %冷却剂质量流速Nt=Ne/nt; %反应堆热功率nn=1;%反应堆稳态热工计算p1=sqrt(pi/4*HEU*(ds-2*Oc-2*Og)^2+pi*ds^2/4); %正方形栅元栅距De=4*(p1^2-pi*ds^2/4)/(pi*ds); %当量直径while abs(G-Gm)/Gm>0.005if abs(G-Gm)/Gm>0.005&&nn>1G=Gm;endnn=nn+1;Fs=1.0+0.03*G*(a/0.019)^0.35/(4.882*10^6); %定位格架搅混修正qDNBREU=3.154*10^6*((2.022-6.238*10^(-8)*P)+(0.1722-1.427*10^(-8)*P)*exp((18.177-5.987* 10^(-7)*P)*x))*(1.157-0.869*x)*((0.1484-1.596*x+0.1729*x*abs(x))*G/(10^6)*0.2048+1.037)*(0 .2664+0.8357*exp(-124*De))*(0.8258+0.341*10^(-6)*(Hsat-Hin))*Fs; %临界热流密度qDNBn=qDNBREU/Fc; %非均匀加热时的临界热流密度qmax=qDNBn/MDNBR; %最大允许热流密度q0=qmax/F; %平均热流密度At=Nt*Fu/q0; %燃料元件总传热面积l=17*p1; %组件的边长Def=(4*l^2*Nt*Fu/(n*pi^2*ds*q0*LED))^(1/3); %堆芯等效直径L=Def*LED; %活性段高度N1=Nt*Fu/(pi*ds*q0*L); %燃料元件总根数N=n*round(N1/n); %取整后的燃料元件根数Weff=Nt/(Hout-Hin); %反应堆有效流量Wt=3600*Weff/(1000*(1-Ea)); %总流量Ab=p1^2-pi*ds^2/4; %一根燃料元件栅元的冷却剂通流截面Gm=3600*Weff/(N*Ab); %冷却剂质量流速AL=pi*ds; %一根燃料元件单位长度上的外表面积Endz=sym('z'); %使得z成为一个自变量Hfmz=Hin+vpa(3600*q0*AL/(G*Ab),8)*z; %平均管冷却剂的焓场pp0=713.75; %平均密度pp2=677.54; %出口密度pp1=744.31; %进口密度uf=8.616*10^(-5); %平均温度下的流体粘度us=7.615*10^(-5); %壁面温度下的流体的粘度g=9.8; %重力加速度A=0.1166; %燃料元件正方形排列的系数Ke=8; %一组燃料组件轴向定位格架数Kgd=0.1107; %定位架形阻系数oo=0.05; %下腔室流量系数m=0.2; %指数系数Pel=pp0*g*L; %提升压降Pa=(Gm/3600)^2*(1/pp2-1/pp1); %加速压降V1=Gm/3600/pp1; %截面1冷却剂流速V2=Gm/3600/pp2; %截面2冷却剂流速V=Gm/3600/pp0; %冷却剂平均流速Re=De*V*pp0/uf; %雷诺数fa=0.3164/(Re^0.25); %等温流动圆形通道摩擦系数B=740.3*10^(-6)*(p1/ds)^3*(1.273*(p1/ds)^2-1)^(3/4)/(1.122*(p1/ds)-1)^(9/2);%燃料元件正方形排列的系数fb=fa*(1+A*(p1/ds)^(4/3))*(0.58+0.42*exp(-B));%湍流等温流动状态棒束的摩擦阻力系数f=fb*(us/uf)^0.6; %飞等温流动是的阻力系数Pf=f*L*pp0*V^2/(2*De); %摩擦压降Pgd=Kgd*Ke*pp0*V^2/2; %定位格架型阻压降Kfh=(1-oo)^(2-m); %热管摩擦压降的下腔室修正因子Kah=(1-oo)^m; %热管各型阻压降及加速压降的下腔室修正因子Phe=Kfh*Pf+Kah*(Pa+Pgd)+Pel; %热管有效驱动压头tin=291; %冷却剂进口温度FHN=1.12; %焓升核热点因子FHE=1.02; %焓升工程热管因子Cp=5618.9; %按平均温度计算冷却剂比热J/kgsGh=1.05*Gm; %热管冷却剂的质量流速du=ds-2*(Oc+Og); %燃料芯块直径Prf=0.87884; %按平均温度计算冷却剂的普朗特常数Wf=0.5484; %按平均温度计算的冷却剂的导热系数Wu=2.32; %燃料芯块导热系数Wc=14.3; %包壳导热系数Wg=0.29; %气隙导热系数Hfhz=Hin+vpa(3600*q0*FHN*FHE*AL/(Gh*Ab),8)*z; %热管冷却剂焓场Au=pi*du^2/4; %燃料芯块面积Le=1.0664*L; %堆芯外推高度XS=Le*(2*sin(pi*L/2/Le))/(pi*L); %轴向平均功率计算的系数Ar=5.92*ds*q0/du^2; %轴向功率表达式系数Br=pi/Le; %热管轴向功率表达式系数Firz=vpa(Ar,8)*cos(vpa(Br,8)*z); %轴向功率分布表达式Atf=3600*Ar*Au*FHN*FHE/(Br*Ab*Gh*Cp); %热管冷却剂温度表达式系数thz=vpa(Atf,6)*sin(vpa(Br,5)*z)+vpa(tin+Atf*sin(Br*L/2),7);%热管冷却剂温度表达式thfhL=tin+Atf*(sin(Br*L/2)+sin(Br*L/2)); %热管出口温度C0=0.042*p1/ds-0.024; %冷却剂对流换热系数的系数h=C0*Wf*Re^0.8*Prf^0.4/De; %冷却剂对流换热系数Atc=tin+Atf*sin(Br*L/2); %燃料包壳温度表达式系数Btc=Atf; %燃料包壳温度表达式系数Ctc=Au*Ar/(pi*h*ds); %燃料包壳温度表达式系数thcz=vpa(Atc,7)+vpa(Btc,5)*sin(vpa(Br,4)*z)+vpa(Ctc,5)*cos(vpa(Br,4)*z); %包壳表面温度分布函数Zc=atan(Btc/Ctc)/Br; %燃料包壳最高温度位置(相对于堆芯中分面)thcm=Atc+Btc*sin(Br*Zc)+Ctc*cos(Br*Zc); %燃料包壳最高温度Aus=Au*((log(ds/(ds-2*Oc)))/(2*pi*Wc)+Og/(pi*du*Wg)); %系数Ctu=Aus*Ar+Ctc+Ar*du^2/(16*Wu); %燃料中心温度表达式系数thucz=vpa(Atc,7)+vpa(Btc,7)*sin(vpa(Br,4)*z)+vpa(Ctu,7)*cos(vpa(Br,4)*z);%燃料中心温度的分布函数Zu=atan(Btc/Ctu)/Br; %燃料中心最高温度位置(相对于堆芯中分面)thum=Atc+Btc*sin(Br*Zu)+Ctu*cos(Br*Zu); %燃料中心最高温度%反应堆稳态工况水力计算Sloop=3; %环路数neff=0.75; %主泵的总效率Pin1=0.0275*10^6; %反应堆入口管嘴Pin2=0.201*10^6; %反应堆入口段Pex1=0.037*10^6; %反应堆出口段Pex2=0.0275*10^6; %反应堆出口管嘴PR=Pf+Pa+Pgd+Pel; %堆芯平均管压降P1=Pin1+Pin2+Pex1+Pex2+PR; %反应堆总压降P2=0.175*10^6; %一回路管道、主泵及蒸汽发生器一次侧、阀门压降Pt=P1+P2; %一回路总压降Wul=Wt/(3.6*pp0); %冷却剂的总质量流量Npe=Wul*Pt/(1000*Sloop); %主泵的有效功率,KW Npz=Npe/neff; %主泵的轴功率%自然循环能力计算L0=12; %热源与冷源之间的高度Kzb=20; %主泵阻力系数dzb=0.8; %主泵管道的直径Pnd=(pp1-pp2)*g*L0; %自然循环的驱动压头Vn=0; %自然循环流量假定值Pnt=100; %自然循环时一回路总压降假定值while abs(Pnd-Pnt)/Pnd>0.0001 Vn=Vn+0.00001;Pnin1=Pin1*(Vn/V)^2; %自然循环时反应堆入口管嘴压降Pnin2=Pin2*(Vn/V)^2; %自然循环时反应堆入口段压降Pnex1=Pex1*(Vn/V)^2; %自然循环时反应堆出口段压降Pnex2=Pex2*(Vn/V)^2; %自然循环时反应堆出口管嘴压降Pnel=0; %自然循环时提升压降Pna=Pa*(Vn/V); %自然循环时加速压降Pnf=Pf*(Vn/V)^(1.75); %自然循环时摩擦压降Pngd=Pgd*(Vn/V)^2; %自然循环时定位格架型阻压降PnR=Pnf+Pna+Pngd+Pnel; %自然循环时堆芯平均管压降Pn1=Pnin1+Pnin2+Pnex1+Pnex2+PnR; %自然循环时反应堆总压降Gn=pp0*Vn; %自然循环质量流速Wneff=Gn*N*Ab; %自然循环时的有效质量流量Wnt=Wneff/(1-Ea); %自然循环时的总质量流量Vzb=4*Wnt/(pi*Sloop*pp1*dzb^2); %自然循环时主泵管道中的冷却剂流速Pn2=P2*(Vn/V)^2+0.5*Kzb*pp1*Sloop*Vzb^2;%自然循环时一回路管道、主泵及蒸汽发生器一次侧、阀门压降Pnt=Pn1+Pn2; %自然循环时一回路总压降EndNnt=Wneff*(Hout-Hin); %自然循环时的热功率Ablity=Nnt/Nt; %自然循环能力%压力容器强度计算%Di=sqrt((3.49+0.176)^2+4*Wt/(7*pi*3.6*pp1))Di=4.3; %圆柱壳内径Sm=184; %材料许用应力Pdes=1.11*P*10^(-6); %设计压力Fr=1; %焊缝系数c=0.1; %壁厚附加量tcmin=Pdes*Di/(2*Sm*Fr-Pdes)+c; %圆柱壳最小壁厚tsmin=Pdes*Di/(4*Sm*Fr-2*Pdes)+c; %球壳最小壁厚temin=Pdes*Di/(2*Sm*Fr-Pdes)+c; %椭球壳最小壁厚Do=4.95; %圆柱壳外径Dgi1=0.8; %进口管道内径ttmin1=(Pdes*Dgi1/(2*Sm*Fr+Pdes)+c)/(1-2*Pdes/(2*Sm*Fr+Pdes)); %进口管道最小壁厚Dgi2=0.838; %出口管道内径ttmin2=(Pdes*Dgi2/(2*Sm*Fr+Pdes)+c)/(1-2*Pdes/(2*Sm*Fr+Pdes)); %出口管道最小壁厚%结果输出disp('反应堆热功率W')Ntdisp('燃料元件总传热面积㎡')Atdisp('均匀加热时的临界热流密度W/㎡')qDNBREUdisp('冷却剂质量流速kg/(m2*h)')Gdisp('当量直径m')Dedisp('正方形栅元栅距m')p1disp('定位格架修正因子')Fsdisp('非均匀加热时的修正因子')qDNBndisp('最大允许热流密度W/㎡')qmaxdisp('平均热流密度W/㎡')q0disp('燃料元件的总根数根')Ndisp('堆芯高度m')Ldisp('燃料组件边长m')ldisp('堆芯等效直径m')Defdisp('组件数量个')N/ndisp('反应堆有效流量Kg/s')Weffdisp('堆芯总流量T/h')Wtdisp('平均管冷却剂质量流速Kg/(㎡*h)')Gmdisp('栅元冷却剂流通截面㎡')disp('平均管冷却剂的焓场表达式')Hfmzdisp('燃料元件单位长度外表面积㎡/m')ALdisp('提升压降Pa')Peldisp('加速压降Pa')Padisp('截面1冷却剂流速m/s')V1disp('截面2冷却剂流速m/s')V2disp('摩擦压降Pa')Pfdisp('等温流动圆形通道摩擦系数')fadisp('雷诺数')Redisp('等温棒束摩擦阻力系数')fbdisp('燃料元件排列系数')Bdisp('摩擦系数')fdisp('定位格架型阻系数')Pgddisp('棒束中的平均流速m/s')Vdisp('热管有效驱动压头Pa')Phedisp('热管摩擦压降下腔室修正因子')Kfhdisp('热管各型阻压降及加速压降下腔室修正因子') Kahdisp('热管冷却剂焓场')Hfhzdisp('热管冷却剂的质量流速kg/(㎡h)')Ghdisp('堆芯外推高度m')Ledisp('轴向功率分布表达式')Firzdisp('热管轴向功率表达式系数W/m3')disp('热管轴向功率表达式系数/m')Brdisp('燃料棒芯块截面积㎡')Audisp('热管冷却剂温度表达式')thzdisp('热管冷却剂温度表达式系数℃')Atfdisp('热管出口温度℃')thfhLdisp('冷却剂对流换热系数W/(㎡K)')hdisp('燃料包壳温度表达式系数℃')Atcdisp('燃料包壳温度表达式系数℃')Btcdisp('燃料包壳温度表达式系数℃')Ctcdisp('包壳表面温度分布函数')thczdisp('燃料包壳最高温度位置(相对于堆芯中分面)m') Zcdisp('燃料包壳最高温度℃')thcmdisp('系数(m3K)/W')Ausdisp('燃料中心温度表达式系数℃')Ctudisp('燃料中心温度的分布函数')thuczdisp('燃料中心最高温度位置(相对于堆芯中分面)m') Zudisp('燃料中心最高温度℃')thumdisp('反应堆总压降Pa')P1disp('一回路总压降Pa')Ptdisp('主泵有效功率KW')Npedisp('冷却剂的总体积流量m3/s')Wuldisp('主泵轴功率KW')disp('自然循环能力')Ablitydisp('圆柱壳最小壁厚m') tcmindisp('球壳最小壁厚m') tsmindisp('椭球壳最小壁厚m') temindisp('进口管道最小壁厚m') ttmin1disp('出口管道最小壁厚m') ttmin2disp('压力容器内径m')Didisp('压力容器外径m')Dodisp('进口管道内径m')Dgi1disp('出口管道内径m')Dgi2。

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