核燃料管理与优化-2-课件

核燃料管理与优化-2多循环燃料管理多循环燃料管理 确确定定最最佳佳各各循循环环的的装装料料策策略略（外外部部决决策策变变量量），包括循环长度、新料富集度、批料数及批料量包括循环长度、新料富集度、批料数及批料量单循环燃料管理单循环燃料管理 确确定定单单个个循循环环的的堆堆芯芯布布料料方方案案，包包括括燃燃料料组组件件及及可燃毒物的布置可燃毒物的布置2基本物理概念基本物理概念 换料周期与循环长度换料周期与循环长度 年换料、年换料、18、24个月换料个月换料批料数和一批换料量批料数和一批换料量3批、批、4批批循环燃耗和卸料燃耗循环燃耗和卸料燃耗年换料，卸料燃耗年换料，卸料燃耗3338GWd/tU18个月换料，卸料燃耗个月换料，卸料燃耗4045GWd/tU美美国国核核管管会会已已于于1999年年批批准准提提高高核核燃燃料料燃燃耗耗深深度度的的限限值值,即即 从从 以以 前前 规规 定定 的的 限限 值值 62GWd/tU放放 宽宽 到到7075GWd/tU。这样可以大大减少乏燃料的产生量。这样可以大大减少乏燃料的产生量。3基本物理概念基本物理概念核电厂从建成到退役核电厂从建成到退役要经历一系列的运行循环，要经历一系列的运行循环，按各循环的特性，可按各循环的特性，可分为：分为：初始循环（或启动循环）初始循环（或启动循环）过渡循环过渡循环 平衡循环平衡循环 平平衡衡循循环环序序列列在在理理想想情情况况下下是是一一个个无无限限的的循循环环序序列列，在在这这个个循循环环序序列列中中，每每个个循循环环的的性性能能参参数数（如如循循环环长长度度、新新料料富富集集度度、一一批批换换料料量量及及平平均均卸卸料料燃燃耗耗等等）都都保保持持相相同同，运运行行循循环环进进入入一一个个平平衡状态。衡状态。一般认为平衡循环是性能指标最佳的循环方案，一般认为平衡循环是性能指标最佳的循环方案，并为燃料管理人员定为目标运行循环并为燃料管理人员定为目标运行循环4多循环燃料管理任务反应堆堆芯核设计，需要反应堆堆芯核设计，需要进行平衡循环性能分析，确定平衡循环方案进行平衡循环性能分析，确定平衡循环方案平衡循环的批料数、循环长度、新料的富集度平衡循环的批料数、循环长度、新料的富集度考虑如何过渡到平衡循环考虑如何过渡到平衡循环初始循环的燃料装载方案初始循环的燃料装载方案过渡循环的燃料装载方案过渡循环的燃料装载方案一般来说，这属于多循环燃料管理的任务一般来说，这属于多循环燃料管理的任务5单循环燃料管理任务确定堆芯初步装（换）料方案确定堆芯初步装（换）料方案初步筛选出一批堆芯装料方案初步筛选出一批堆芯装料方案最终换料堆芯的核设计最终换料堆芯的核设计用精确的堆芯物理用精确的堆芯物理/热工水力程序对最终换料堆芯进行热工水力程序对最终换料堆芯进行全面、精确的设计计算，提供反应堆设计、运行及安全面、精确的设计计算，提供反应堆设计、运行及安审所需的全部参数审所需的全部参数换料堆芯的安全评价换料堆芯的安全评价对有关关键安全参数进行限值检验，对超限的情况，对有关关键安全参数进行限值检验，对超限的情况，进行事故再分析或评价进行事故再分析或评价一般来说，这属于单循环燃料管理的任务一般来说，这属于单循环燃料管理的任务6燃料管理决策 系统能量需求及约束条件多循环燃料管理确定、T、n或N单循环燃料管理确定换料方案（A、P）、keff、调整决策变量方案接受？结束是否7多循环燃料管理多循环燃料管理8大家有疑问的，可以询问和交流大家有疑问的，可以询问和交流可以互相讨论下，但要小声点可以互相讨论下，但要小声点可以互相讨论下，但要小声点可以互相讨论下，但要小声点9多循环燃料管理多循环燃料管理主要是对以下变量进行科学决策：主要是对以下变量进行科学决策：批料数或一批换料的组件数量批料数或一批换料的组件数量 循环长度循环长度 新料富集度新料富集度 通常，先通过平衡循环性能分析确定达到平衡循环时的通常，先通过平衡循环性能分析确定达到平衡循环时的以上决策参数，然后考虑如何达到平衡循环，在此过程以上决策参数，然后考虑如何达到平衡循环，在此过程中，中，各循环之间存在强烈的耦合关系，为优化决策必须各循环之间存在强烈的耦合关系，为优化决策必须进行多循环（至少进行多循环（至少3 3个循环）分析个循环）分析 10首循环堆芯装载图三种燃料富集度1.8%2.4%3.1%图中数字代表硼硅玻图中数字代表硼硅玻璃可燃毒物棒根数璃可燃毒物棒根数11平衡循环堆芯装载图3批年换料策略out-in 方案换料燃料富集度3.2%12C1-C2三种燃料富集度2.4%2.67%3.0%13C3-C414C915平衡循环m-1循环m循环m1循环堆堆芯芯剩剩余余反反应应性性换料换料换料新料进堆乏燃料出堆n个燃料循环16零维模型开展平衡循环性能分析的常用模型空间效应通过“批”平均特性给予极其简单的表示，而不具体关心组件在堆芯的布置批料反应性批料相对功率份额17线性反应性模型18平衡循环特性分析-1 循环燃耗与批料数之间的关系卸料燃耗与批料数之间的关系新料初始反应性与卸料燃耗间的关系19平衡循环特性分析-2循环燃耗随批料数n的增加而减小卸料燃耗随批料数n的增加而增加。连续换料可使卸料燃耗比一批换料增大一倍3批换料可使卸料燃耗增大50%新料富集度固定新料富集度固定既然批料数增加，可提高卸料燃耗，既然批料数增加，可提高卸料燃耗，目前压水堆为什么不提高批料数？目前压水堆为什么不提高批料数？20平衡循环特性分析-3循环初始剩余反应性随批料数的增加而减少3批换料可使循环初始剩余反应性减少50%新料富集度固定新料富集度固定剩余反应性减小意味着什么？剩余反应性减小意味着什么？21平衡循环特性分析-4新料所需的初始反应性随批料数的增加而增大利用压水堆燃料组件初始反应性与其富集度之间的关系可估算出核电厂由3批换料改成4批换料时，为保持平衡循环的循环燃耗不变，需将新料的富集度由3批时的3%提高到3.5%。与此同时，4批换料的卸料燃耗深度可提高到3批换料时的4/3倍。固定循环燃耗固定循环燃耗(长度长度)22平衡循环特性分析-5为达到相同的卸料燃耗深度，随着批料数的增加，新料所需的初始反应性（或富集度）可随之减小。CANDU的连续换料策略降低了其对燃料富集度的要求固定卸料燃耗固定卸料燃耗23压压水水堆堆平平衡衡循循环环性性能能图图24平衡循环堆芯装载图3批年换料策略out-in 方案换料燃料富集度3.2%25平衡循环临界硼浓度曲线燃耗燃耗 临界硼浓度临界硼浓度 0 1453 150 1125 500 10791000 10172000 9123000 8074000 7005000 5946000 4907000 3878000 2879000 18810000 9210872 1026平衡循环堆芯功率与燃耗分布BLX27平衡循环堆芯功率与燃耗分布MOL28平衡循环堆芯功率与燃耗分布EOL29初始循环富集度的确定通常选择平衡循环燃料富集度作为首循环堆芯的一种富集度其余两批料富集度的确定一般根据工程经验，考虑以下因素来确定：首循环寿期长度的要求首循环寿期长度的要求批料富集度之间合理的间隔批料富集度之间合理的间隔30初始循环向平衡循环的过渡固定循环燃耗和换料量，调节逐个循环的新料富集度固定循环燃耗和新燃料组件的富集度，调节逐个循环的换料量固定新料的富集度和一批换料量，调节逐个循环固定新料的富集度和一批换料量，调节逐个循环的循环长度的循环长度31初始循环向平衡循环的过渡32首炉堆芯装料方案的制定装料方案的制定燃料组件的优化布置OUT-IN方式可燃毒物的布置33首循环堆芯装载图三种燃料富集度1.8%2.4%3.1%图中数字代表硼硅玻璃可燃毒物棒根数34不同类型的可燃毒物目前压水堆工程中使用的可燃毒物按其在组件内的分布形式大体上可分三类棒状可燃毒物涂硼燃料元件Gd2O3-UO2弥散型可燃毒物35首循环临界硼浓度曲线燃耗燃耗 临界硼浓度临界硼浓度 0 1064 150 781 500 7691000 7732000 7523000 7054000 6465000 5856000 5217000 4538000 3819000 30510000 22611000 14612000 6412657 1036堆芯燃料管理（年换料制）37慢化剂温度系数38堆芯燃料管理39单循环（堆内）燃料管理单循环（堆内）燃料管理40堆内燃料管理的任务堆芯装料方案的确定初步设计换料方案详细核设计换料堆芯的安全评价41第一部分堆芯装(换)料方案简介42堆芯换料方案均匀装料43均匀装料的堆芯功率分布寿期初功率峰因子过大，限制了反应堆功率输出寿期末功率分布较理想，但已得停堆换料44堆芯换料方案外-内装料 新料经过一个循环的旧料经过两个循环的旧料45外-内装料堆芯功率分布较均匀中子泄漏损失大对压力壳的中子辐照损伤大46堆芯换料方案外-内交替装料 新料经过一个循环的旧料经过两个循环的旧料47外-内交替装料功率分布比外-内装料更均匀中子泄漏依然很大48低泄漏装料 新料经过一个循环的旧料经过两个循环的旧料回装的乏料4950低泄漏装料自自70年年代代末末发发展展起起来来的的一一种种装装料料方方式式，目目前前世世界界上多数压水堆核电厂已采用了该换料方案；上多数压水堆核电厂已采用了该换料方案；堆堆芯芯边边缘缘中中子子通通量量密密度度较较低低，从从而而减减少少了了中中子子从从堆堆芯芯的的泄泄漏漏，提提高高了了中中子子利利用用率率，延延长长了了堆堆芯芯寿寿期；期；更更重重要要的的是是由由于于快快中中子子泄泄漏漏的的降降低低，使使反反应应堆堆压压力力壳壳的的中中子子注注量量减减小小，从从而而延延长长了了压压力力壳壳和和反反应应堆的使用寿命。堆的使用寿命。51在低泄漏装料方案下RPV高能中子注量的改善52低泄漏装料带来的问题反应堆功率峰值增加，在每个循环中都得通过合理布置可燃毒物来抑制功率峰值；有可能带来可燃毒物的反应性惩罚效应功率峰值的最大值一般不出现在堆芯寿期初，在整个堆芯寿期内都得对功率峰值进行较验。这些都给装料方案的设计带来困难53功率峰值随燃耗的变化54第二部分堆芯核设计的任务与内容55内容堆芯装(换)料设计的目的过程设计软件设计报告56堆芯装(换)料设计的目的首首要要目目的的是是确确保保设设计计的的堆堆芯芯装装载载方方案案在在其其整整个个运运行行周周期期内内是是安安全全的的。堆堆芯芯装装(换换)料料设设计计必必须须遵遵守守相相应应的的国国家家核核安安全全管管理理法法规规，得得到到国国家家核核安安全全局局的的批批准准，以以保保证证堆堆芯芯的的安安全全性性，实实现现电电站站业业主主对对公公众和环境的安全承诺。众和环境的安全承诺。在在安安全全的的基基础础上上，通通过过堆堆芯芯装装载载方方案案的的优优化化设设计计，达达到到既既满满足足电电站站发发电电计计划划的的需需求求，又又最最大大程程度度降降低燃料成本的目的。低燃料成本的目的。最最后后，在在设设计计完完成成后后，将将相相应应的的核核参参数数图图表表提提供供给运行人员以指导电站的安全运行。给运行人员以指导电站的安全运行。57核电厂的特殊性核电厂的特殊性核核燃燃料料制制造造精精密密、要要求求的的可可靠靠性性高高、加加工工时时间间长长堆芯换料设计复杂，花费时间长堆芯换料设计复杂，花费时间长换料需监管部门进行安全审批换料需监管部门进行安全审批换换料料方方案案的的设设计计和和审审批批往往往往需需要要1年年以以上上时时间间58堆芯装(换)料设计的过程59堆芯装(换)料设计的过程制定堆芯装载计划制定堆芯装载计划装装(换换)料设计及最终文件料设计及最终文件换料堆芯设计文件的审查及提交换料堆芯设计文件的审查及提交换料堆芯异常紧急设计换料堆芯异常紧急设计60堆芯装(换)料设计的过程制定堆芯装载计划制定堆芯装载计划换换料料堆堆芯芯供供应应商商及及其其换换料料设设计计分分包包商商在在收收到到TTS的的第第N循循环环的的PSSD及及初初步步能能力力需需求求后后，开开始制作初步的堆芯装载计划始制作初步的堆芯装载计划装装料料前前3个个月月，换换料料堆堆芯芯供供应应商商及及其其换换料料设设计计分分包包商商根根据据电电厂厂的的最最终终循循环环要要求求和和对对初初步步堆堆芯芯装装载载计计划划的的审审查查意意见见，向向电电厂厂提提供供最最终终的的堆堆芯芯装装(换换)料计划料计划TTS对对该该计计划划进进行行审审查查、校校核核，确确定定装装料料计计划划61堆芯装(换)料设计的过程装装(换换)料设计及最终文件料设计及最终文件经经后后续续循循环环装装载载方方案案的的初初步步搜搜索索，产产生生最最终终燃燃料料管管理报告理报告针针对对装装料料方方案案，对对1、2类类工工况况及及主主要要的的事事故故进进行行关关键键安安全全参参数数论论证证，同同FSAR中中的的限限值值进进行行比比较较，以以确确认认其其安全性。产生安全性。产生换料安全评价报告换料安全评价报告计计算算该该装装料料方方案案的的主主要要核核参参数数以以提提供供给给运运行行人人员员使使用用，产生产生换料核设计报告换料核设计报告对对换换料料堆堆芯芯，如如有有新新型型组组件件的的引引入入等等导导致致堆堆芯芯热热工工水水力力学学特特性性发发生生变变化化时时，需需进进行行相相应应的的分分析析，产产生生换换料热工水力设计报告料热工水力设计报告计计算算启启动动物物理理实实验验拟拟测测参参数数，产产生生启启动动物物理理试试验验报报告告62堆芯装(换)料设计的过程装装(换换)料设计及最终文件料设计及最终文件最终堆芯装最终堆芯装(换换)料方案（装料前料方案（装料前3个月）个月）最终燃料管理报告最终燃料管理报告(FMR)（装料前（装料前2个半月）个半月）换料安全评价报告换料安全评价报告(RSER)（装料前（装料前2个半月）个半月）换料核设计报告换料核设计报告(NDR)（装料前（装料前1个月）个月）换料热工水力设计报告换料热工水力设计报告(RTHR)（装料前（装料前1个月）个月）启启动动物物理理试试验验报报告告(SPTR)（包包括括堆堆芯芯理理论论数数据据库库和失水事故监测系统数据软盘）（启动前半个月）和失水事故监测系统数据软盘）（启动前半个月）63堆芯装(换)料设计的过程换料堆芯设计文件的审查及提交换料堆芯设计文件的审查及提交燃燃料料管管理理科科对对换换料料设设计计分分包包商商提提供供的的文文件件，按按换料堆芯设计审查换料堆芯设计审查规程进行审查并认可。规程进行审查并认可。有有关关设设计计文文件件交交电电站站核核安安全全与与环环保保处处(OSL)，OSL负负责责将将这这些些文文件件提提交交给给国国家家核核安安全全局局，作作为为第第N次次循循环环换换料料堆堆芯芯启启动动许许可可证证申申请请的的一一部部分。分。核核设设计计报报告告中中的的图图表表经经编编辑辑后后提提交交给给运运行行人员。人员。64堆芯装(换)料设计的过程换料堆芯异常紧急设计换料堆芯异常紧急设计在在正正常常设设计计完完成成之之后后，若若堆堆芯芯卸卸料料后后发发现现燃燃料料组组件件有有超超过过允允许许标标准准的的破破损损或或机机械械损损伤伤，则则已已经经确确定定的的堆堆芯芯装装(换换)料料方方案案需需做做紧紧急急调调整整，用用新新燃燃料料组组件件或或乏乏燃燃料料组组件件来来代代替替破破损损的的组组件件；有有关关换换料料设设计计报报告告需需要要修修改改，并并送送国国家家核核安安全全局紧急审批。局紧急审批。65设计软件INCORE程序包SCIENCE程序包ANC程序包ARMELNARVALSMARTAPOLLO2-FPHOENIX-PESPADONMARSOINSQUALEFLICA IIIANCAPOLLO测量数据处理66堆芯换料设计合同文件堆芯装载计划堆芯装载计划最终燃料管理报告最终燃料管理报告安全评价报告安全评价报告核设计报告核设计报告热工水力设计报告热工水力设计报告物理启动试验报告物理启动试验报告燃料性能评价报告燃料性能评价报告测量数据处理和堆芯硼浓度跟踪所需的数据测量数据处理和堆芯硼浓度跟踪所需的数据(库库)67堆芯装载设计该该项项设设计计提提供供满满足足业业主主能能量量需需求求和和堆堆芯芯各各项项安安全全准准则则的的换换料料堆堆芯芯装装载载图图以以及及换换料料堆堆芯芯的的主主要要计计算算结结果果。根根据据换换料料设设计计规规范范，换换料料堆堆芯芯装装载载设设计计必必须须在在要要求求的的停堆燃耗窗口内满足如下安全准则和要求。停堆燃耗窗口内满足如下安全准则和要求。循环长度要求：循环长度要求：堆堆芯芯循循环环寿寿期期内内，热热态态满满功功率率(HFP)、控控制制棒棒全全提提(ARO)状状态态下下，堆堆芯芯径径向向功功率率峰峰因因子子(Fxy)要要求求(1.393)；各种插棒状态下各种插棒状态下Fxy满足限值要求；满足限值要求；寿寿期期初初(BOL)、热热态态零零功功率率(HZP)状状态态堆堆芯芯慢慢化化剂剂温温度度系数不为正值；系数不为正值；寿期末寿期末(EOL)、HZP时停堆裕量要求时停堆裕量要求(1770 pcm)；堆芯功率象限倾斜抑制要求。堆芯功率象限倾斜抑制要求。68堆芯燃料管理设计该该设设计计提提供供换换料料堆堆芯芯及及后后续续两两个个循循环环堆堆芯芯燃燃料料管管理理分分析析结结果果，给给出出各各循循环环堆堆芯芯循循环环长长度度、堆堆芯芯装装载载、新新组组件件数数及及富富集集度度、堆堆芯芯功功率率分分布布、寿寿期期初初热热态态零零功功率率时时堆堆芯芯慢慢化化剂剂温温度度系系数数以以及及卸卸料料组组件件同同位位素素含含量量。最最终终的的燃燃料料管管理理策策略略必必须须被被换换料料堆堆芯芯安安全全评价所确认。它为核电厂燃料组件订货提供依据。评价所确认。它为核电厂燃料组件订货提供依据。69换料堆芯安全评价换料堆芯安全评价报告是提供给国家核安全局审评的主要文件。它从反应堆物理和热工水力学的角度证明换料堆芯的安全性，即证明核电站设计阶段提供的最终安全分析报告(FSAR)的结论仍然适用于换料堆芯。根据换料设计规程要求，核电站换料堆芯安全评价需要对反应堆正常运行工况（I类工况）和非正常工况包括（II、III、IV类工况）涉及到的关键安全参数进行计算分析，并与FSAR中给定的限值进行比较，以确认换料堆芯的安全性。70换料堆芯安全评价通通过过对对换换料料堆堆芯芯的的通通用用关关键键安安全全参参数数（动动力力学学参参数数、工工况况I和和工工况况II关关键键安安全全参参数数）和和特特定定事事故故（硼硼稀稀释释事事故故、提提棒棒事事故故、落落棒棒事事故故、弹弹棒棒事事故故和和主主蒸蒸汽汽管管道道断断裂裂事事故故等等）关关键键安安全全参参数数作作分分析析计计算算并并与与FSAR中中的的限限值值进进行行比比较较来来确确认认换换料料堆堆芯芯的的安安全全性性。如如计计算算发发现现某某些些关关键键安安全全参参数数超超限限，则则需需要要对对相相关关的的事事故故进进行行再再评评价价或或再再分分析析，从从而而进进一一步步确确认认换换料料堆堆芯芯的的安安全全性性。如如安安全全评评价价的的结结果果显显示示换换料料堆堆芯芯不不能能满满足足某某些些安安全全性性要要求求，则则需需要要修修改改或或调调整整堆堆芯装载，重新进行堆芯安全评价。芯装载，重新进行堆芯安全评价。71换料核设计换换料料核核设设计计报报告告除除提提供供核核设设计计准准则则、堆堆芯芯描描述外，还需计算：述外，还需计算：堆芯功率分布随燃耗的变化、燃料同位素产量；堆芯功率分布随燃耗的变化、燃料同位素产量；堆堆芯芯功功率率能能力力以以及及控控制制方方式式，包包括括运运行行图图，保保护护图图，控控制制棒棒标标定定曲曲线线，控控制制棒棒微微分分、积积分分价价值值，主主调调节节棒棒插插入入限限，最最小小停停堆堆硼硼浓浓度度，硼硼微微分分价价值值，功率分布及停堆裕量等；功率分布及停堆裕量等；启启动动物物理理试试验验和和反反应应堆堆负负荷荷跟跟踪踪分分析析所所需需的的堆堆芯芯参数。参数。核核设设计计报报告告提提供供的的结结果果是是反反应应堆堆启启动动和和运运行行的重要物理依据。的重要物理依据。72热工水力设计分分析析的的目目的的是是证证实实换换料料堆堆芯芯在在额额定定功功率率工工况况下下满足所有热工水力设计准则。满足所有热工水力设计准则。73启动物理试验参数计算分分析析的的目目的的是是专专门门为为反反应应堆堆启启动动和和零零功功率率物物理理试试验验提提供供所所必必须须的的理理论论预预计计数数据据，它它包包括括在在BOL、HZP下的：下的：控制棒微分、积分价值及临界棒位；控制棒微分、积分价值及临界棒位；不同棒态，有氙和无氙时堆芯临界硼浓度；不同棒态，有氙和无氙时堆芯临界硼浓度；不同棒态下等温温度系数；不同棒态下等温温度系数；功率补偿棒标定曲线及抽出限值；功率补偿棒标定曲线及抽出限值；不不同同棒棒态态、不不同同功功率率水水平平和和燃燃耗耗时时的的堆堆芯芯功功率率分分布；布；中子动力学参数；中子动力学参数；LOCA监测系统（监测系统（LSS）参数。）参数。74燃料性能评价根根据据对对核核电电站站按按月月提提供供的的反反应应堆堆冷冷却却剂剂中中放放射射性性同同位位素素，如如氪氪、氙氙、碘碘、铯铯等等比比活活度度测测量量值值的的跟跟踪踪，进进行行前前一一循循环环堆堆芯芯燃燃料料性性能能评评价价。如如发发现现出出现现某某些些放放射射性性同同位位素素比比活活度度超超标标，则则对对可可能能出出现现的的破破损损元元件件棒棒数数、破破口口尺尺寸寸和和对对应应的的燃燃耗耗值值作作出出估估计计，并对可复用燃料组件的可用性作出初步评价。并对可复用燃料组件的可用性作出初步评价。75破损燃料棒预计分析NPIC根根据据大大亚亚湾湾核核电电站站U2C3(法法马马通通公公司司提提供供的的燃燃料料组组件件和和换换料料设设计计)自自1996年年6月月3日日至至13日日一一回回路路冷冷却却剂剂放放射射性性监监测测数数据据，对对燃燃料料棒棒包包壳壳性性能能进进行行了了评评定定，发发现现燃燃料料棒棒发发生生破破损损并并指指出出该该堆堆芯芯破破损损燃燃料料棒棒在在23根根之之间间，属属中中等等大大小小缺缺陷陷，对对应应的的燃燃耗耗为为11000MWd/tU，并并将将该该结结果果报报告告了了核核电营运单位和燃料组件制造厂。电营运单位和燃料组件制造厂。1997年年1月月核核电电站站进进行行的的燃燃料料组组件件啜啜漏漏试试验验证证实实 该该 堆堆 芯芯 有有 3根根 燃燃 料料 棒棒 破破 损损，破破 损损 直直 径径 为为1015 m。理论预计结果与实测值符合很好。理论预计结果与实测值符合很好。76其 它视视业业主主需需要要，设设计计单单位位还还需需向向用用户户提提交交用用于于堆堆芯芯测测量量数数据据处处理理和和堆堆芯芯跟跟踪踪分分析析所所需需的的理理论论数数据据库库和参数：和参数：堆芯测量数据处理理论数据库和堆芯测量数据处理理论数据库和LSS系统数据；系统数据；堆芯硼浓度跟踪程序堆芯硼浓度跟踪程序BORIS所需的数据。所需的数据。77换料堆芯初步设计是一个优化过程，通常需借助换料优化软件装料方案筛选原则发电计划循环长度要求安全性热态满功率(HFP)条件下，和 不超过设计限值热态零功率(HZP)条件下，MTC不为正热停堆深度的要求经济性平均卸料燃耗深度通常需综合考虑后续循环78当前循环的比较79后续燃料循环装载方案分析在对候选方案进行比较时，不但要考虑当前循环在对候选方案进行比较时，不但要考虑当前循环各方案间性能的差异，还要考虑采取该装料方案各方案间性能的差异，还要考虑采取该装料方案后，后续循环换料方案怎么产生，性能如何？后，后续循环换料方案怎么产生，性能如何？在工程上，通常在保持换料方案基本不变的情况在工程上，通常在保持换料方案基本不变的情况下，向后作三个循环的计算分析，再综合考虑前下，向后作三个循环的计算分析，再综合考虑前后四个循环的安全性和经济性，来最终确定当前后四个循环的安全性和经济性，来最终确定当前循环的换料方案。循环的换料方案。换料方案一旦确定，接下来就可针对该堆芯装载换料方案一旦确定，接下来就可针对该堆芯装载方案开展详细的核设计。方案开展详细的核设计。80换料堆芯的详细核设计指指初初步步确确定定堆堆芯芯装装（换换）方方案案后后，利利用用已已经经授授权权的的堆堆芯芯设设计计软软件件，对对该该方方案案进进行行详详细细的的分分析析、计计算算，得得到到该该方方案案具具体体的的安安全全和和经经济济性性能能指指标标，用用于于该该方方案案的的安安全全审审评评或用于指导实际运行。或用于指导实际运行。81堆芯核设计报告内容核设计内容核设计内容堆芯燃料管理堆芯燃料管理堆芯功率能力分析堆芯功率能力分析反应性系数反应性系数反应性控制反应性控制启动物理试验与负荷跟踪参数启动物理试验与负荷跟踪参数设计准则设计准则82合理地选择平衡循环堆芯换料燃料组件的富集度（4.5%）和数目，合理布置可燃毒物和控制棒，最大卸料组件燃耗不超过限值，平均卸料燃耗满足要求，使平衡循环满足预期的燃料管理策略（年换料或18个月换料）。堆芯燃料管理83上一循环堆芯方案岭澳1号机首循环堆芯装料图84上一循环运行跟踪及寿期预测某核电厂运行跟踪及寿期预测示意图当当前前，换换料料堆堆芯芯的的核核设设计计不不是是在在上上一一循循环环停停堆堆后后进进行行的的，因因此此，要要进进行行下下一一循循环环的的核核设设计计，首首先先就就必必须须预预测测上上一一循循环环寿寿期期末末的的堆堆芯状态。芯状态。85上一循环运行跟踪及寿期预测岭澳1号机首循环末堆芯燃耗分布（预测值）循环燃耗13644MWd/tU86当前循环换料方案岭澳1号机第2循环装载图87堆芯临界-燃耗计算BOL HFP ARO一旦确定出当前循环堆芯的装料方案后，利用NARVAL、SMART或ANC等软件，就可以进行堆芯的临界-燃耗计算，获得HFP、ARO状态下的堆芯燃耗特性，包括硼降曲线和不同燃耗下堆芯的功率分布。通常需做三维堆芯的计算。88堆芯临界-燃耗计算BLX HFP ARO89堆芯临界-燃耗计算HFP、ARO状态下，不同燃耗时刻堆芯的临界硼浓度、径向功率和燃耗分布500,1000,2000,3000,4000,6000,700090堆芯临界-燃耗计算EOL BU=925091硼降曲线92轴向功率分布BOL HZP ARO三维堆芯计算一三维堆芯计算一般取般取20cm的轴的轴向网格剖分，且无向网格剖分，且无法考虑组件定位格法考虑组件定位格架的非均匀效应架的非均匀效应堆芯的轴向功率堆芯的轴向功率分布一般由专门的分布一般由专门的轴向一维计算软件，轴向一维计算软件，如如ESPADON等来等来获得获得一般取一般取12cm高高度的轴向网格。度的轴向网格。93轴向功率分布BLX HFP AROAO=8.8%94轴向功率分布EOL HFP AROAO=-3.6%95卸出燃料的核素和质量平衡由由APOLLO2-F等组件计算软件可计算出不同类型燃料组件其等组件计算软件可计算出不同类型燃料组件其U235/U238等重同位素成分随组件燃耗的变化规律等重同位素成分随组件燃耗的变化规律由由SMART等堆芯计算软件可计算获得堆芯内三维的燃耗分布等堆芯计算软件可计算获得堆芯内三维的燃耗分布利用上述结果就可插值计算出堆芯寿期末各种重同位素的含量。利用上述结果就可插值计算出堆芯寿期末各种重同位素的含量。初始每顿铀的同位初始每顿铀的同位素产量素产量(kg)初始每顿铀的同初始每顿铀的同位素消耗量位素消耗量(kg)96堆芯功率能力分析堆堆芯芯功功率率能能力力验验证证分分析析是是压压水水堆堆核核电电厂厂堆堆芯芯核核设设计计的的重重要要内容之一内容之一主主要要包包括括模模拟拟反反应应堆堆在在一一、二二类类工工况况下下堆堆芯芯可可能能出出现现的的功功率分布，并对所模拟的功率分布进行分析。率分布，并对所模拟的功率分布进行分析。对对一一类类工工况况而而言言，分分析析的的结结果果用用于于对对反反应应堆堆运运行行图图的的验验证证，以确认已有的运行图是否适用于特定的换料堆芯以确认已有的运行图是否适用于特定的换料堆芯对对二二类类工工况况而而言言，功功率率能能力力分分析析的的内内容容一一方方面面是是对对燃燃料料熔熔化化的的线线功功率率密密度度保保护护(OP T)定定值值进进行行验验证证，另另一一方方面面是是对对防防止止堆堆芯芯发发生生DNB的的保保护护(OT T)定定值值进进行行验验证证，二二类类工况的验证结果将确认堆芯保护函数对换料堆芯的适用性。工况的验证结果将确认堆芯保护函数对换料堆芯的适用性。97堆芯功率能力分析通通常常采采用用综综合合法法进进行行一一类类工工况况LOCA裕裕量量和和DNBR裕裕量量分分析及二类工况析及二类工况OP T和和OT T保护定值验证保护定值验证所所谓谓综综合合法法就就是是将将最最不不利利的的堆堆芯芯轴轴向向功功率率分分布布和和径径向向功功率率分布叠加在一起加以考虑的方法，是一种保守的方法。分布叠加在一起加以考虑的方法，是一种保守的方法。径径向向功功率率分分布布主主要要由由堆堆芯芯装装载载方方案案决决定定，因因此此相相对对固固定定，且较容易确定其上限限值；且较容易确定其上限限值；轴轴向向功功率率分分布布由由于于受受功功率率水水平平、氙氙分分布布、燃燃耗耗尤尤其其是是控控制制棒棒提提插插等等因因素素的的影影响响，从从理理论论上上说说可可以以有有无无穷穷多多的的分分布布。因因此此，堆堆芯芯功功率率能能力力分分析析的的基基础础就就是是产产生生足足够够数数量量具具有有代代表性的堆芯轴向功率分布。表性的堆芯轴向功率分布。98LOCA限值99运行图区区域域I为为正正常常运运行行区区域域，功功率率补补偿偿棒棒要要插插到到刻刻度度曲曲线线位位置置上上，或或者者在在刻刻度度曲曲线线位位置置与与完完全全抽抽出出位位置置之之间间某某一一处处位置上。位置上。区区 域域 II用用 于于所所有有控控制制棒棒抽抽出出堆堆外外的的运运行行状态下。状态下。100LOCA限值的验证101燃料熔化限值的验证102为了确保温度调节棒组R具有足够的反应性引入能力，以满足补偿堆芯反应性扰动的要求，并尽可能使轴向功率分布平坦，需要确定调节棒组R的最小插入深度（即咬量）。在设计咬量位置处，温度调节棒组R具有2.5 pcm/步的微分价值，对应的积分价值小于100 pcm。这样可以满足上述机动性要求，同时对轴向功率分布的扰动也能满足设计限值要求。核设计计算给出棒组R的咬量位置随堆芯燃耗的变化关系。控制棒咬量103R棒插入限值堆芯运行中还要限制棒组R的最大插入深度，以满足下述要求：停堆裕量；弹棒事故安全准则；核焓升因子FH 1.55 1+0.3(1-Pr)（0 Pr 1）FH1.55 （Pr1）基于上述要求，可以确定温度调节棒组插入限值随功率水平和燃耗的变化关系。温度调节棒组R的插入限值对应的负反应性引入为500pcm。在反应堆控制中，当温度调节棒组插入深度接近其限值时，将触发报警系统。在低-低限上方10步再设置低限，作为提醒电厂运行人员的预报警线。控制棒插入极限104反应性系数与反应堆的安全有着密切的关系。在反应堆正常运行工况及事故瞬态下，它起着反应性随外界条件和反应堆状态变化的动态反馈作用。由于电厂运行条件的变化，例如：反应堆功率、慢化剂温度、燃料芯块温度以及反应堆压力和慢化剂空泡份额等变化，反应性系数对这些变化产生反馈，改变中子的增殖系数Keff，使反应堆的反应性发生变化。反应性系数105慢化剂温度系数（pcm/）慢化剂温度系数定义为慢化剂平均温度每变化1引起的堆芯反应性变化。Doppler功率系数（pcm/%NP）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（pcm/%NP）功率系数定义为堆芯功率每变化额定功率的1%由慢化剂和燃料温度效应共同引起的反应性变化。硼微分价值（pcm/ppm）硼微分价值定义为堆芯单位硼浓度变化引起的反应性变化。反应性系数106反应性系数的计算以MTC的计算为例，分别计算出比当前温度高两度和低两度情况下的堆芯反应性，就可近似获得当前温度的在NDR中，所需计算的内容有BOL/MOL/EOL不同硼浓度、不同功率水平下的MTCBOL/MOL/EOL不同硼浓度下的慢化剂温度亏损曲线不同棒态下的MTCDoppler功率系数随功率的变化Doppler功率亏损曲线BOL/MOL/EOL不同硼浓度下总功率系数随功率变化曲线总功率亏损曲线（计再分布效应/不计再分布效应）硼微分价值(具体参见核设计报告图5.2-5.13)107与反应性控制有关的计算内容包括硼降曲线硼的微分价值最小停堆硼浓度控制棒微、积分价值曲线BOL、EOL不同棒态下的堆芯功率分布停堆裕量验证反应性控制108这部分需要计算产生堆芯的点堆动力学参数不同正反应性和负反应性引入条件下堆芯的周期起、停堆以及不同幅度的功率变化过程中氙、钐的演变堆的动力学特性109点堆动力学参数110BOL、HZP条件下的周期与反应性之间的关系111设计准则堆芯换料设计，必须满足有关的技术规格书、设计准则和安全法规，以确保核电厂安全、可靠地运行，同时也应考虑业主对核电厂运行经济性的要求。技术规格书核电厂最终安全分析报告112堆芯热点处（总功率峰因子FQ所在的位置）的线功率密度必须小于设计值590W/cm。正常运行期间，最大相对功率分布不得超过设计的限值，该限值是轴向位置的函数，在要求与燃料最高温度准则相符的LOCA分析中要用到这一限值；反应堆在各种功率水平下运行时，慢化剂反应性温度系数必须为负值或零，使反应堆具有负反馈特性；设计准则113卡棒准则卡棒准则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棒卡在堆芯外，反应堆在任一功率水平运行时，仅用控制棒就能实现热停堆，并有足够的停堆深度（在寿期初和寿期末，分别为1000和2000pcm），以防止发生主蒸汽管道破裂或不可控硼稀释等事故时反应堆停堆后重返临界。设计准则114设计准则热流密度热管因子和焓升热管因子限值115RCC-P“法法国国压压水水堆堆核核电电站站系系统统设设计计和和建建造造规规则（则（1991）”HAF0300 “核电厂运行规定核电厂运行规定”HAF0214“核电厂堆芯的安全设计核电厂堆芯的安全设计”HAF0310“核电厂的堆芯管理和燃料装卸核电厂的堆芯管理和燃料装卸”HAF0300(91)-1“核核电电厂厂换换料料、检检修修和和事事故故停停堆管理堆管理”EJ318-92“压水堆核电厂反应堆核设计准则压水堆核电厂反应堆核设计准则”法规、导则及准则116第三部分堆芯核设计软件与方法117堆芯分析计算的复杂性118堆内分析计算的复杂性空间空间157盒组件盒组件每个组件每个组件264根燃料棒、根燃料棒、24根控制棒导向管、根控制棒导向管、1根仪表管根仪表管控制棒、可燃毒物等的非均匀布置控制棒、可燃毒物等的非均匀布置上下管座、定位隔架、围板上下管座、定位隔架、围板几何形状的复杂性几何形状的复杂性能量能量中子能量跨越中子能量跨越67个量级个量级各各核核素素截截面面随随中中子子能能量量复复杂杂的的变变化化关关系系，尤尤其其是是中中能能区区重重核核的截面呈现出强烈的共振现象的截面呈现出强烈的共振现象堆堆内内各各局局部部位位置置复复杂杂的的反反馈馈：功功率率、温温度度、密密度度、氙氙、燃耗等燃耗等即即使使如如今今的的计计算算机机技技术术已已经经相相当当发发达达，但但要要在在目目前前的的工工程程实实际际中中开开展展以以燃燃料料棒棒为为单单位位的的分分析析计计算算仍仍然然是是不不现实的。现实的。119120121轻水堆静态堆芯物理分析方法的演变第一代第一代第二代第二代第三代第三代综合法综合法棒功率计算棒功率计算2D1D空间网格宽度空间网格宽度径向：径向：1cm轴向：轴向：6cm能群数能群数两群两群理论框架理论框架扩散理论扩散理论计算方法计算方法差分差分计算平台计算平台小型机小型机恢复法恢复法棒功率计算棒功率计算从全堆从全堆3D粗网计算结粗网计算结果中重建果中重建空间网格宽度空间网格宽度径向：径向：10cm轴向：轴向：20cm能群数能群数两群两群理论框架理论框架扩散理论扩散理论计算方法计算方法节块法节块法计算平台计算平台工作站、工作站、PC直接法直接法棒功率计算棒功率计算直接直接3D pin-by-pin计计算算122堆芯分析计算流程示意图 燃料组件计算程序系统堆芯计算程序系统截面处理接口程序堆芯扩散临界计算热工水力计算临界搜索（调硼，调棒）各组件燃耗深度（Bi）寿期末？否T,keffkeff(B),经济、安全分析是BiCB多群常数库，堆芯几何、材料成份栅元计算组件计算燃耗计算各种类型组件在不同燃耗和工况下的双群截面数据123国内外现状国外美国西屋:APA程序系统STUSVIK:CASMO/SIMULATE程序系统法国SCIENCE（APOLLO/SMART）程序系统整体上说，目前几大轻水堆技术供应商所使用的堆芯分析软件都属于第二代分析方法的范畴。目前西屋、三菱及法玛通等都在投入研发第三代堆芯分析方法。国内124用于大亚湾和岭澳的堆芯核设计软件：INCORE程序包SCIENCE程序包计算机软件125INCORE程序包BORIS核电厂核电厂 CEDRICEDITIONVOYANTECETACECELTESTRATOSARMELARAMISCYCLOPECOSTARPUCEEFFDIFFCALECHEAUTOGENCOROLLETRISTANFLICAPEPSICOMBATTHEMISMARSOINULYSSENARVALCINEMA热工水力和事故分析 中子学计算堆芯测量数据处理ESPADON126ARMEL栅元能谱-燃耗程序。计算各种类型栅元的中子能谱，用计算求得的能谱加权处理多群截面，生成少群截面。该程序在各燃耗步计算核密度随时间的变化，程序中所用的微观截面从ENDF/B库中得到。热群（0.625eV以下）分172群，快群分54群。127它计算强吸收体栅元（如控制棒）的中子能谱，用计算求得的能谱加权处理多群截面，生成强吸收体栅元的少群截面。和ARMEL不同的是热中子能谱计算分30群，空间非均匀效应采用碰撞几率输运模型。此外，该程序包含了一维扩散模型，用来调整宏观截面参数，使扩散方法计算的反应率和输运理论结果等效。ARAMIS128它是二维二群稳态扩散燃耗程序。能处理X-Y或R-Z几何，网点数可达160000个。它能处理水温度、Doppler、氙和钐等非线性反馈效应。该程序具有处理1/1、1/2、1/4或1/8堆芯的能力，能处理的边界条件有全反射、零流、零通量、/2或旋转对称边界。程序具有倒换料功能，能精确地描述堆芯外围板和反射层。NARVAL用ARMEL计算产生的参考状态（平均水温度下、平均功率、平衡氙）下的二群宏观截面库进行“宏观”燃料燃耗。NARVAL129NARVAL程序计算给出各节点的通量、功率、碘、氙和水密度的分布和堆芯Keff。通过对各节点参数与参考状态的差别进行反馈修正，给出各节点的二群截面。横向泄漏则由组件横向曲率来表示。此外，该程序能自动进行临界硼浓度搜索，利用程序的反馈功能计算慢化剂温度系数、Doppler系数或功率系数，以及堆芯径向或轴向的稳定性。该程序还可以利用INCORE程序包中的处理程序COROLLE，将计算区域（1/8、1/4、1/2）转换成（1/4、1/2、1/1）区域，以满足非对称性的计算，如卡棒或落棒计算等。NARVAL130它是一维二群稳态扩散燃耗程序。处理轴向几何，节点数可达100个。它能处理水温度、Doppler、氙和钐等非线性反馈效应和控制棒等效毒物截面。该程序能够对硼浓度、控制棒位、功率水平等参数进行临界搜索，还能搜索给定的轴向功率偏移及临界轴向功率偏移。此外还能对硼稀释能力进行控制。该程序包含了许多自动处理过程，例如微分和积分棒价值、控制棒插入限值、蝇迹图的生成、各种运行模式下轴向功率偏移控制的负荷跟踪以及非正常工况和运行错误的模拟分析等。ESPADON131CYCLOPECYCLOPE为多循环燃料管理计算程序。它采用直接循环方法，快速计算多个燃料循环的燃耗特性。该程序采用由ARMEL程序计算提供的以燃耗和富集度为变量的二元本征值函数表，使用此表由该程序计算确定循环长度、卸料比燃耗和装料的富集度。它计算的最多循环数为20，富集度分区最多为10个，每个循环可提供3种新料。该程序还能直接确定平衡循环，允许对待求参数做各种搜索计算。132综合法（1D+2D）计算程序，它采用一维（ESPADON）计算得到的轴向功率分布与二维（NARVAL）计算得到的径向功率峰因子综合，用于进行堆芯核焓升因子（FH）、热通道因子（FQ）。该程序主要用于堆芯功率能力及一些反应性事故分析。COSTAR133SCIENCE程序包APOLLO2-FSMARTSQUALE计算机软件134APOLLO2-F程序采用碰撞几率方法进行组件输运计算。对于一个燃料组件，该程序求解99群输运方程，并为SMART程序提供两群均匀化的截面。采用6群均匀化的二维耦合计算模型及多栅元计算，可在计算精度和计算费用之间找到最佳平衡点，该程序所具有的输运和输运等效特性可以确保耦合模型的正确性。计算机软件135APOLLO2-F（续）利用该程序还可以对具有不同边界条件和不同几何对称性的堆芯组件（1/8堆芯、1/4堆芯）进行计算。采用临界曲率搜索来进行通量计算。具有燃料元件的燃耗计算功能。利用SN方法（离散坐标法）计算径向和轴向反射层常数。计算机软件136SMART三维两群堆芯扩散-燃耗计算程序，采用先进节块技术，可以对所有类型的压水堆进行稳态和瞬态工况的计算。该程序采用节点展开法和PIN-POWER再构造方法，求解两群稳态中子扩散方程，结合多参数数据库进行反馈修正。空间的离散采用二阶多项式或者二阶多项式与双曲项的组合，以表示横向积分通量。计算机软件137SMART（续）横向泄漏通量则由一个二阶多项式来表示。堆芯不连续因子对组件参数均匀化造成的误差进行修正。谱效应和燃耗效应用燃料的微观燃耗模型来表征。对主要的重原子核和主要的裂变产物链都做了处理。能进行三维堆芯临界燃耗、反应性系数、反应性控制等中子学参数的计算和分析。计算机软件138SQUALE通量图数据处理程序。计算机软件139堆芯分析计算流程示意图 燃料组件计算程序系统堆芯计算程序系统截面处理接口程序堆芯扩散临界计算热工水力计算临界搜索（调硼，调棒）各组件燃耗深度（Bi）寿期末？否T,keffkeff(B),经济、安全分析是BiCB多群常数库，堆芯几何、材料成份栅元计算组件计算燃耗计算各种类型组件在不同燃耗和工况下的双群截面数据140轻水堆堆芯分析起点几何、材料（状态相关）核截面数据（多群）终点系统有效增殖系数（或反应性）堆芯功率分布导出参数方法论组件模块堆芯模块连接（接口）模块141多群常数库组件等效均匀化参数的产生等效均匀化理论各种工况下截面参数的表达堆芯功率分布计算粗网格节块方法组件内精细功率的重构堆芯燃耗计算142核数据各种不同能量的中子（10-5107eV）和各种核素相互作用的微观截面及相关参数是进行堆芯核设计计算的基础核数据主要来源于实验测量理论方法可以指导对实验数据的选择与评价，同时通过理论计算或内插方法还可以填补实验数据的空缺核数据的编纂和评价工作是核工业的重要的基础研究工作143中子评价数据库的内容包含有中子能量从10-5eV20MeV范围内中子与各种核素所有重要的核反应的数据，包括中子与各核素发生(n,f),(n,),(n,n),(n,n),(n,2n),(n,p),(n,),(n,t)等反应的微观截面数据弹性和非弹性散射中子的角分布出射中子、射线和带电粒子的能谱及角分布裂变中子(瞬发和缓发)的产额和能谱裂变产物的产额、衰变常数共振参数和统计分布慢化材料热中子散射律数据为满足辐射屏蔽、活化分析及同位素化学等领域的需要，评价核数据库一般还包含有光子截面及其它非中子的核数据。144国际五大评价中子数据库美国：美国：ENDF/B日本：日本：JENDL欧洲：欧洲：JEF中国：中国：CENDL俄罗斯：俄罗斯：BROND145多群常数库五大核数据库并不直接应用于堆芯核设计过于庞大原始数据库的数据需用专门程序处理核设计中一般采用多群库146组件计算任务获得各种类型燃料组件在各种不同工况下的均匀化截面方法等效均匀化方法147FAPC-组件均匀化过程栅栅元元均均匀匀化化组组件件均均匀匀化化148截面参数化处理程序考虑下列因素对截面的影响瞬时参量核燃料燃耗深度，可溶硼浓度，功率水平，慢化剂温度控制棒历史参量硼浓度历史，功率历史，慢化剂温度历史149拟合法150堆芯计算任务：获得堆芯的有效增殖系数获得堆芯三维的功率分布计算方法能量处理：分群空间处理：有限差分法、粗网格节块方法151堆芯计算均匀节块两群模型通过精细功率重构得到燃料棒的功率152