燃料管理

核反应堆燃料管理就是对整个核燃料提出安全经济的管理策略，具体包括：堆前燃料管理（指核燃料的勘测和制造）堆内燃料管理（指反应堆运行期间的管理）堆后燃料管理（指对燃烧后的乏燃料的处理管理）
转换比：反应堆中每消耗一个易裂变材料原子所产生新的易裂变材料的原子数
增殖比：如果CR＞1，反应堆内产生的易裂变元素比消耗掉的还要多，除了维护反应堆本身的需要外，还可以增殖出一些易裂变材料供给其他新反应堆使用，这一过程成为增殖，这时的转换比成为增殖比核燃料循环形式：一次性通过循环（核燃料经过反应堆燃烧后直接作为核废料处理，不再进行回收使用的燃料循环）回收铀循环（轻水反应堆中卸下来的燃料送后处理厂处理，从中提取Pu-239，同时把8%的U235重新加以富集制成新的燃料元件）燃料增殖循环燃料联合循环(把一个反应堆的乏燃料用作另一个反应堆的燃料循环)
燃耗深度：装入堆芯的单位质量燃料所产生的总能量的一种量度，也是燃料贫化的一种度量
循环长度：一次装料后，反应堆满功率运行的时间
循环系列：初始循环过渡循环平衡循环扰动循环
初始循环：反应堆首次启动运行的第一个循环，堆芯全部由新燃料组成
过渡循环：从第二循环开始一直到初始循环堆芯内的燃料组件全部被全部卸出堆芯为止的运行循环
平衡循环：每个循环的性能参数（循环长度新料富集度一批换料量平均卸料燃耗深度）都保持相同，进入到平衡状态扰动循环：-
燃料管理的主要内容：1.换料批数n,换料批量N 2.循环长度T 3.新燃料富集度 4.循环功率水平P 5.燃料组件在堆芯的装载方案A 6.控制毒物在堆芯的布置的控制方案P
多循环燃料管理：对上述1-4进行变量决策时，相对来说受空间分布影响较小，燃料组件在堆芯的空间影响仅以批的特性加以简单考虑，所谓“点堆”模型，把这部分燃料管理成为多循环燃料管理
两种常见的压水堆单循环换料方案优缺点：Out-In装载方案：新料在堆芯外区，堆芯内部为燃烧了一两个循环的燃料组件分散交替排列。

这样一方面展平了全堆芯的中子通量密度分布，降低了整体功率峰，另一方面，堆芯内局部的反应性分布也比较均匀，中心区域的中子通量密度分布将像精细的波浪，降低局部功率峰因子低泄露装载方案：新燃料组件多数布置在离开堆芯边缘靠近堆芯的位置上，燃耗深度比较大的安置在堆芯最外面的边缘区，烧过一两个循环的燃料组件在中间区。

优点：堆芯边缘中子通量密度较低，减少了中子的泄露，提高了中子利用的经济性，延长了堆芯寿期，降低了对压力壳的热冲击，延长了压力壳和反应堆的使用寿命缺点：减少了反应堆的剩余反应性，带来了可燃毒物反应性惩罚，还应当检验整个循环寿期内功率峰值的变化
换料优化时的目标函数：1.循环末从反应堆卸的燃料组件的平均卸料燃耗深度最大2.循环初堆芯燃料的装载量与循环期间所产生的能量之比为最小3.对BOC燃料富集度和循环长度，使循环末堆芯的反应性或临界可溶硼逍度最大4.从安全角度出发把要求在整个循环期间堆芯的最大功率因子Kv最小作为目标函数
单循环燃料管理：对5.6进行批量决策时，详细考虑燃料组件和控制毒物在堆芯的空间布置，暂时不考虑循环之间相互影响，即所谓二维三维模型，这部分燃料管理称为单循环燃料管理
换料设计优化常用的约束条件：1.整个循环期间堆芯的最大功率峰值小于许可值2.燃料组件的最大卸料燃耗深度小于许可值3.堆芯的慢化剂温度系数为负值4.停堆深度不低于某一规定值5.新料的富集度小于某一规定值
单循环燃料管理计算：主要内容：对堆芯
进行精确的物理热工耦合的中子学计算
三步法：栅元计算，组件计算，堆芯计算
多群数据库：压水堆物理计算中，通常采用多群（25-100群以上）或少群（2-4群）计算，一般是应用相关的核数据处理程序将原始的评价核数据库转化成的群数据库，供反应堆物理计算程序直接读取相关的核数据
多群数据库包括：能群结构核素标识群截面裂变产物裂变中子份额能谱分布衰变常数
栅元是由燃料芯块包壳和慢化剂构成的非均匀系统
超栅元化：计算时将计算区域扩展到该栅元的外围一圈栅元（非燃料栅元）
非燃料栅元是指常规反应堆中除了燃料栅元以外的其它各种栅元，包括控制棒可燃毒物测量导管水洞等栅元
基膜修正：由于有泄漏，必须对前面在无限介质能谱下求得的均匀后群常数进行修正
进行组件燃耗计算时，一般采用预估-校正方法：从时间t(n-1)到t(n)的燃耗计算，分两步进行，首先利用由t(n-1)时刻的通量作预估步燃耗计算，给出t(n)时刻的核密度。

然后更新截面，计算给出的通量来进行修正步燃耗计算。

t(n)时刻的最终核密度以预估步和修正步的平均值
核电厂堆芯核设计主要内容：1.堆芯燃耗与燃料管理：研究各循环堆芯的燃料装载，制定合理的堆芯换料计划2.堆芯功率能力：确定正常运行工况的运行限值和非正常运行瞬态工况的保护定值3.反应性控制：堆芯的装载和反应性控制设计要确保当反应性价值最大的一束控制棒卡在堆芯外，反应堆在任何功率水平运行时，仅用其他控制棒就能实现热停堆，并有足够的停堆深度，以防止事故工况下反应堆停堆后重返临界4.反应性系数：反应堆在各种功率下运行时，慢化剂反应性温度系数必须为负值或者0，堆芯设计要求在各种功率状态下，临界硼浓度低于规定的极限值5.中子源：合理选择布置中子源，使一次中子源强度满足探测器系统最低计数要求；二次中子源经辐照后产生的源强也必须满足探测器系统最最低计数要求6.中子通量测量点的布置等
等效均匀化常数：把对不同组件计算求得的均匀化参数连同不连续因子一起称为等效均匀化常数
咬量：为了确保主调节棒组具有足够的反应性引入能力，以满足反应堆功率线性变化及负荷阶跃变化的机动性要求，并尽可能使轴向功率分布平坦，需要限制主调节棒组的最小插入深度，这个要求的最小插入位置，称为咬量
插入限值：限值主调节棒组插入深度是为了满足1.停堆裕量要求2.弹棒事故安全准则3.焓升因子限值
常轴向偏移控制目标：以满功率，平衡氙，主调节棒组位于咬量位置时的轴向偏移作为目标值AOref。

反应堆正常运行时，要求在轴向功率偏差在以AOref为中心线的条带，常称为运行带内运行，以防止出现轴向功率偏差过大而引起氙震荡。

这种对反应堆运行时的轴向功率偏移的控制方法称为CAOC
反应性系数反映了由于反应堆运行条件（功率水平慢化剂平均温度燃料温度压力等）的变化引起有效增殖系数的变化能力
慢化剂温度系数：慢化剂平均温度没变化一度引起的堆芯反应性变化
Dooppler效应是由于燃料温度变化而引起的U238 Pu240共振吸收变化引起的反应性变化
Doppler功率系数：定义为功率每变化额定功率的1%时由于Doppler效应引起的反应性变化
功率系数：堆芯功率每变化额定功率的百分之一由慢化剂和燃料温度效应共同引起的反应性变化
多普勒功率系数和温度系数的关系：由于反应堆内的燃料温度及其变化是不能测量的，因此实际运行中常以功率作为观测量。

原则上讲，用反应堆功率来表示反应性系数比用温度系数，空冷系数等来表示
更为直接，因为当功率发生变化时，堆内核燃料温度，慢化剂温度系数都将发生变化，从而又引起反应性的变化。

功率系数不只与反应堆的核特性有关，还与它的热工水力特性有关，是所有反应性系数变化的综合，它比温度系数的含义更广泛，计算更复杂
微分硼价值：堆芯单位硼浓度变化引起的反应性变化
安全边界分析思路：对于给定事故，当换料堆芯的所有与事故有关的参数都保守地处于FSAR安全分析所使用值的边界限值以内时，则FSAR的结论是适用的，从而确认了该换料堆芯对给定事故的安全性。

反之，当换料堆芯的关键安全参数超出FASR的安全边界值时，则需要对有关事故或换料堆芯进行安全再分析或再评价，以确定该超限参数对堆芯安全性的影响，必要时，可以通过修改技术规格书或对运行规程作某些修改，进行部分装载计划的改变，甚至于再设计装载方案以满足反应堆运行安全的需求
安全边界：分析的概念在理论上其实质是微扰动法，认为安全参数的微小改变是相当于对原来堆芯的一种扰动，同时假设安全参数的扰动对事故发展影响的单调性与解耦性，因而可以用对参考堆芯的扰动影响的评价来替代对换料堆芯的新的全面的事故安全分析。

换料堆芯安全评价工作的内容：1通用关键安全参数验证（可能对许多瞬态和事故产生影响，包括堆芯动力学关键参数验证和堆芯功率能力验证）2特定事故关键安全参数验证（对受与堆芯装载影响的特定事故产生影响，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
落棒事故：指在功率运行时一束或几束控制棒落入堆芯引起功率畸变的瞬态事故提棒事故包括在次临界状态和功率运行状态下一束或几束控制棒失控抽出的事故，他将导致反应性不可控地引入，堆芯功率畸变，可能引起堆芯提棒区或邻近区出现临界沸腾
弹棒事故的特定关键安全参数：1最大弹棒反应性2弹棒前F Q（零功率弹棒不需要）
3弹棒后F Q4弹棒后F N
反应堆启动与物理实验包括反应堆的首次临界（反应堆初始临界源量程和中间量程通道中间量程和功率量程通道的线性和重叠性的测量多普勒发热点和零功率物理试验功率水平的确定反应性仪的校正试验）、堆芯零功率性能试验和提升功率阶段中的物理试验。

目的：使反应堆堆芯安全顺利首次达到临界状态，并在零功率状态以及逐步提升功率过程中，测量和验证堆芯的有关物理参数是否符合实际要求，满足安全规则。

试验规程1 试验大纲和规范类规程2试验原理性规程3试验实施规则4试验仪器操作规程
反应堆首次临界逼近
原理：先选定一个次临界状态，在核裂变材料、慢化剂，结构材料以及吸收材料已经确定情况下，通过控制棒提升以及硼浓度的稀释来使反应堆达到临界。

试验方法;用倒数计数率对控制棒棒位、一回路硼浓度，稀释水量和时间进行外推，以此来确定提棒或硼稀释过程中的临界棒位和临界硼浓度。

初始条件1反应堆处于热备用状态2控制棒棒位的操作和提示系统均能正常工作3化容系统、硼和给水系统工作正常4源量程测量通道的计数率不低于每秒两个计数
预防与安全措施1严格遵守《运行技术规范》《物理试验技术规范》2视听计数率通道始终处于有效状态3控制棒组应按提棒顺序及重叠步进行提棒操作4对硼的稀释速率加以限制。

冷却剂硼浓度C1，稳压器C2，C2-100ppm≤C1≤C2+50ppm 5 临界逼近过程中，无论什么情况，当冷却剂硼浓度与外推临界硼浓度差达到50ppm立即停止硼稀释 6 冷却剂温度控制通过二回路向大气排放蒸汽实现7中子通量密度水平的启动速率限制在每分钟一个数
量级8计数率不正常变化，紧急停堆事件时，控制棒提升或硼稀释立即暂停。

原因查清确认不会危及核电站安全后方可继续
临界硼浓度测量 1 化学分析法（核电厂用）2 在线硼浓度计3体积法
验收准则临界硼浓度C1，理论临界硼浓度C2，｜C1-C2｜≤50PPM
控制棒价值测量一般在热态功率下测量，有调硼法、换棒法和周期法验收准则积分价值与理论计算值的偏差小于正负10%
等温温度系数测量验收准则测量值与理论值之间的偏差满足≤5.4pcm/摄氏度且等温温度系数（降温）与等温温度系数（升温）偏差＜2pcm/摄氏度可以接受
引起反应性变化的主要原因：燃料的多普勒效应慢化剂的温度效应空泡效应
硼浓度测量方法：化学分析法（滴定）在线硼浓度计（硼表）体积法
落棒试验目的：通过落棒动作触发功率量程通道“负中子注量率变化率高”信号，从而引起反应堆自动停堆，由此验证反应堆保护系统功能的完备性和可靠性。

落棒试验方法：反应堆功率水平稳定在50%FP，主调节棒和温度调节棒处于运动带内，其余控制棒提升到堆顶，运行带宽度一般为12步。

运行带中点位于“咬量”加12步。

选择一组控制棒中的任意两束同时断电，使其落入堆芯引发反应堆自动停堆。

采用高速记录仪器可以记录整个落棒试验过程的保护继电器释放信号，停堆信号，控制棒下落速率等参数。

落棒试验安全验收准则：考虑到保护系统单一故障准则，与反应堆停堆保护设定值相关的四个功率量程通道保护继电器中至少应有三个保护继电器动作。

模拟弹棒试验目的：检查当最大一束效率的控制棒束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。

堆芯换料优化就是通过寻求满足约束条件的最有不了方案和可燃毒物布置方案，来达到最安全或最经济的目标。

在安全性方面体现为堆芯功率峰因子最小，核电厂实际运行可利用安全裕量增加；在经济性方面体现为堆芯燃料组件平均卸料燃耗增加，延长循环长度，降低循环成本。

堆内燃料管理计算主要分为1栅元和组件计算模块包含栅元的一维均匀计算和燃料组件的二维输运计算两部分。

1各种栅元计算模块2组件计算模块3燃耗计算模块2堆芯计算模块主要计算堆芯在各种工况下中子通量分布和有效增值系数，包括1截面处理接口程序2堆芯中的临界与燃耗计算
不可控硼稀释事故：主要由于操作员误操作或化学容积系统失灵引起堆内冷却剂中的硼酸被不可控的稀释，导致反应性上升
多循环燃料管理计算任务：在给定循环初堆芯状态的条件下求出循环末堆芯状态（给定循环初各批料的富集度燃耗换料方案求循环燃耗及循环末批料燃耗）遗传算法5要素：1参数编码2初始群体设定3适应函数的设计4遗传操作设计5控制参数设定。