當(dāng)今研究幾個(gè)熱點(diǎn)問題

1、中國(guó)原子能科學(xué)研究院2010年1月12010-1-27目錄 裂變反應(yīng)堆物理研究的基本情況 新一代輕水堆物理數(shù)值計(jì)算理論和方法（NGM) MC方法在核設(shè)計(jì)中應(yīng)用的新趨勢(shì) 反應(yīng)性測(cè)量與核電站換料啟動(dòng)技術(shù) 乏燃料密集儲(chǔ)存與燃耗信任制技術(shù) 研究實(shí)驗(yàn)堆與反應(yīng)堆物理研究 結(jié)束語22010-1-27引言 核能的發(fā)展和和平利用是20世紀(jì)科技史上最杰出的成就之一，是人類征服自然過程中的一項(xiàng)重大突破，對(duì)人類社會(huì)的可持續(xù)發(fā)展產(chǎn)生了深遠(yuǎn)的影響。 今天人類已擁有大規(guī)模利用核能的能力，核電站的發(fā)展相當(dāng)迅速，已被公認(rèn)為一種經(jīng)濟(jì)、安全、可靠、干凈、可持續(xù)發(fā)展的能源。核能將繼續(xù)扮演越來越重要的角色。32010-1-27目的42

2、010-1-27什么叫反應(yīng)堆物理？ 核反應(yīng)堆-用來啟動(dòng)、維持和控制自持鏈?zhǔn)椒磻?yīng)的裝置。因最初的鏈?zhǔn)椒磻?yīng)裝置用石墨磚作為慢化劑堆砌而成而得名（Pile)。 后雖采用水或重水為慢化劑甚至無慢化劑，然 一直沿用這個(gè)名稱（如快堆、聚變堆）。意思 是核反應(yīng)器（Reactor），也有稱核反應(yīng)爐。 廣義上講，應(yīng)包括裂變堆、聚變堆和裂變聚變 混合堆。但目前一般指裂變堆。52010-1-27核反應(yīng)堆的結(jié)構(gòu)及組成1、燃料及燃料組件2、慢化劑3、冷卻劑4、控制棒及驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)5、其它組件，可燃毒物、中子源、阻力塞組件等6、反射層7、壓力容器及堆內(nèi)構(gòu)件8、輻射屏蔽9、中子通量及其它參量的測(cè)量?jī)x器大部分反應(yīng)堆將燃料、冷卻劑

3、、慢化劑布置成非均勻，稱為柵格。反射層以內(nèi)稱為堆芯或活性區(qū)。6反應(yīng)堆原理結(jié)構(gòu)示意圖2010-1-27什么叫反應(yīng)堆物理？ 中子物理性能是反應(yīng)堆最主要的性能之一。若堆內(nèi)中子鏈?zhǔn)椒磻?yīng)不能自持，它就完全不能工作，也就不成其為反應(yīng)堆。研究反應(yīng)堆中子物理性能的科學(xué)稱為反應(yīng)堆物理。72010-1-27什么叫反應(yīng)堆物理？ 堆物理在反應(yīng)堆科技領(lǐng)域中有重要的地位，它與反應(yīng)堆燃料元件、熱工水力、機(jī)械結(jié)構(gòu)、控制等共同構(gòu)成反應(yīng)堆科學(xué)技術(shù)體系。有人說，反應(yīng)堆物理設(shè)計(jì)是反應(yīng)堆工程設(shè)計(jì)的核心。 反應(yīng)堆物理研究和設(shè)計(jì)的本質(zhì)就是探索中子在堆內(nèi)和核燃料循環(huán)裝置中的分布規(guī)律，如臨界特性、中子注量率分布、功率分布及隨時(shí)間變化特性等，從

4、而獲得核能利用更好的經(jīng)濟(jì)性和更高的安全性。82010-1-27什么叫反應(yīng)堆物理？ 反應(yīng)堆物理研究貫穿整個(gè)反應(yīng)堆工程項(xiàng)目的始 終，從概念設(shè)計(jì)、方案設(shè)計(jì)，到工程設(shè)計(jì)（分 初步設(shè)計(jì)和施工設(shè)計(jì)），到調(diào)試運(yùn)行，直至卸 料。概念設(shè)計(jì)、方案比較階段，堆的臨界質(zhì)量、反應(yīng)性、 燃耗等物理性能與堆的燃料元件、結(jié)構(gòu)材料、堆芯 布置、堆的熱工水力參數(shù)、屏蔽和控制性能等都有 密切的關(guān)系，因此，堆物理研究起著關(guān)鍵作用。92010-1-27什么叫反應(yīng)堆物理？ 工程設(shè)計(jì)階段，同樣需要先確定堆物理參數(shù)（臨界 參數(shù)、功率分布、動(dòng)態(tài)參數(shù)、控制特性、屏蔽性 能），隨后才能進(jìn)行熱工水力分析和安全分析，隨 后才能進(jìn)行機(jī)械結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)，加工采

5、購(gòu)設(shè)備。當(dāng)然該 階段我們最關(guān)心的物理參數(shù)是功率分布和中子注量 率分布。 調(diào)試運(yùn)行階段，調(diào)試運(yùn)行的第一步是物理啟動(dòng)，首 先要對(duì)物理性能進(jìn)行測(cè)量，確定各種特性，校核設(shè) 計(jì)參數(shù)，從而保證堆安全有效運(yùn)行，也為優(yōu)化完善 設(shè)計(jì)提高性能奠定基礎(chǔ)。102010-1-27什么叫反應(yīng)堆物理？ 運(yùn)行階段（包括啟堆、停堆），燃料燃耗研究和堆動(dòng)態(tài)特性研究成為重點(diǎn)。延長(zhǎng)換料周期，提高平均卸料燃耗，從而降低發(fā)電成本。啟堆停堆過程中堆的反應(yīng)性變化等動(dòng)態(tài)特性是我們應(yīng)該重點(diǎn)關(guān)注的。 乏燃料儲(chǔ)存、運(yùn)輸及后處理階段，臨界安全問題研究成為重點(diǎn)。112010-1-27什么叫反應(yīng)堆物理？ 揭示中子分布和變化規(guī)律的數(shù)學(xué)工具就是波爾茲曼方程或

6、中子輸運(yùn)方程，該方程是一個(gè)線性的微分-積分方程，涉及中子的能量、位置和運(yùn)動(dòng)方向及時(shí)間7個(gè)自變量。 理論核反應(yīng)堆物理-通過中子輸運(yùn)理論，使用中子與原子核相互作用微觀截面，借助計(jì)算機(jī)等工具進(jìn)行物理研究。 實(shí)驗(yàn)核反應(yīng)堆物理-建立模擬實(shí)驗(yàn)裝置對(duì)物理特性進(jìn)行實(shí)際測(cè)量并對(duì)測(cè)量結(jié)果加以分析解釋而進(jìn)行研究。122010-1-27什么叫反應(yīng)堆物理？ 自1940年費(fèi)米等人建造世界上第一座反應(yīng)堆開始，理論堆物理研究大致經(jīng)歷了兩個(gè)階段： 上世紀(jì)70年代前，擴(kuò)散近似（當(dāng)然，早期也經(jīng)歷了四因子公式、年齡近似等更簡(jiǎn)單模型），精度較差，計(jì)算速度較慢 上世紀(jì)80年代至今，隨著計(jì)算機(jī)技術(shù)和數(shù)值計(jì)算方法的飛速發(fā)展，使得采用輸運(yùn)近似

7、稱為可能，比較精確，計(jì)算速度較快。132010-1-27什么叫反應(yīng)堆物理？ 實(shí)驗(yàn)反應(yīng)堆物理研究大致也可分為兩個(gè) 階段： 上世紀(jì)70年代前，實(shí)驗(yàn)反應(yīng)堆物理研究占主導(dǎo)地位階段（相對(duì)理論研究） 微觀截面數(shù)據(jù)不全（甚至保密）、計(jì)算手段落 后，精度較低，計(jì)算模型近似很多（如四因子公 式）142010-1-27什么叫反應(yīng)堆物理？ 主要用于研究特殊復(fù)雜新裝置階段（新 堆型、多維時(shí)空動(dòng)態(tài)問題、新燃料循環(huán)）微觀數(shù)據(jù)逐漸齊全精確計(jì)算手段不斷完善，精度提高比較精密的模型（多群擴(kuò)散）代替了簡(jiǎn)單理 論模型（四因子、年齡近似、單群擴(kuò)散、兩 群擴(kuò)散）理論分析通用性強(qiáng)，費(fèi)用少，速度快152010-1-27什么叫反應(yīng)堆物理？

8、實(shí)驗(yàn)反應(yīng)堆物理研究課題（三大基本研究課題）第一類：對(duì)臨界狀態(tài)的研究；（臨界質(zhì)量、臨界體積、 柵格尺寸）第二類：研究中子在堆內(nèi)的空間分布（中子注量率分 布、功率分布）第三類：研究中子注量率分布隨時(shí)間變化規(guī)律（反應(yīng) 性、反應(yīng)性溫度系數(shù)、瞬發(fā)中子壽命、緩發(fā)中子有效 份額、控制棒價(jià)值、燃耗效應(yīng)、中毒效應(yīng)）162010-1-27什么叫反應(yīng)堆物理？ 迄今為止，反應(yīng)堆物理的基礎(chǔ)理論問題 均已基本解決：微觀數(shù)據(jù)及數(shù)據(jù)庫(kù)已相當(dāng)不錯(cuò)，幾大主要是 數(shù)據(jù)庫(kù)比較一致；基于輸運(yùn)理論框架的計(jì)算分析手段能滿足目 前工程實(shí)際需要。除非新概念堆型，零功率實(shí)驗(yàn)已基本不需 要，實(shí)驗(yàn)測(cè)量的手段越來越先進(jìn)。172010-1-27什么叫反

9、應(yīng)堆物理？ 多年來，反應(yīng)堆物理界研究者們主要針 對(duì)實(shí)際反應(yīng)堆工程項(xiàng)目開展堆物理研 究，圍繞著提高分析計(jì)算和測(cè)量的精度、 速度、靈敏度等，從而不斷提高核能利 用的安全性和經(jīng)濟(jì)性182010-1-27新一代輕水堆物理數(shù)值計(jì)算理論和方法（NGM)192010-1-27NGM 自壓水堆商用半個(gè)世紀(jì)以來，反應(yīng)堆物理 分析方法大致可以分為兩個(gè)階段。 第一階段：基于擴(kuò)散理論的綜合法,上世紀(jì) 5070年代，由于計(jì)算機(jī)硬件條件的限制和缺乏先進(jìn)的數(shù)值計(jì)算方法，堆芯物理分析局限于擴(kuò)散理論框架內(nèi)，以均勻化的棒柵為單位，采用細(xì)網(wǎng)格有限差分方法求解。堆芯三維功率分布普遍采用綜合法得到，即徑向兩維+軸向一維。第一代堆芯數(shù)值

10、計(jì)算方法和理論。202010-1-27NGM 第二階段：基于先進(jìn)均勻化理論和現(xiàn)代節(jié)塊法。 先在輸運(yùn)理論框架內(nèi)，獨(dú)立求解各類組件的空 間能譜分布，然后再歸并產(chǎn)生各類非均勻組件 的在不同運(yùn)行工況下的均勻化參數(shù)（包括不連 續(xù)因子），常采用柵元和組件兩級(jí)均勻化處理。 在此基礎(chǔ)上再通過求解堆芯三維粗網(wǎng)格中子擴(kuò) 散問題，獲得堆芯三維節(jié)塊功率分布。通過組 件內(nèi)功率精細(xì)重構(gòu)，獲得各燃料棒內(nèi)功率分布。212010-1-27222010-1-27NGM 基于上述方法而發(fā)展的核設(shè)計(jì)和燃料管理軟件（稱為第二代核設(shè)計(jì)方法）已廣泛應(yīng)用于第二代核電站中，甚至也能基本滿足AP1000、EPR等第三代核電工程應(yīng)用需求。但也存在

11、一些問題需要解決，除了基礎(chǔ)截面參數(shù)需完善外，主要問題存在于均勻化參數(shù)的形成過程中。232010-1-27NGM 組件均勻化參數(shù)形成時(shí)未考慮 組件處在堆芯的實(shí)際工況（如燃耗歷史效應(yīng)、 換料停堆或長(zhǎng)時(shí)間意外停堆過程核素的衰變、 及準(zhǔn)確的溫度） 組件的邊界條件（采用全反射條件） 從而帶來了較大誤差，使得留有較大安 全裕量，影響核能的經(jīng)濟(jì)性。242010-1-27NGM 另外，為了展平功率，提高燃 耗，在目前的燃料組件設(shè)計(jì)日趨 復(fù)雜，幾何上很能處理。 沸水堆燃料組件，除十字形控制棒、 盒式結(jié)構(gòu)特征外，組件內(nèi)還采用了 不同富集度、不同長(zhǎng)度的燃料棒、 不同吸收體含量可燃讀物棒、偏心 布置的中心水棒及組件盒

12、增厚的圓 角設(shè)計(jì)等。252010-1-27262010-1-27NGM 超臨界水堆燃料組件更加復(fù)雜，采用多區(qū)分隔的盒式結(jié)構(gòu)、水棒之間沒有相互攪混、軸向冷卻劑密度變化十分巨大，不僅幾何處理很難，熱工水力反饋局部效應(yīng)十分顯著，還有人提出快熱譜耦合的超臨界堆芯。272010-1-27 堆芯設(shè)計(jì)問題282010-1-27NGM 為此，國(guó)外核發(fā)達(dá)國(guó)家提出了新的更為 完善的堆芯核設(shè)計(jì)方法（參數(shù)形成方法）292010-1-27NGM 自2003年以來，以美國(guó)西屋公司為首， 啟動(dòng)美日韓三國(guó)長(zhǎng)達(dá)10年的合作計(jì)劃， 目標(biāo)推出新一代核設(shè)計(jì)方法和工具軟件。 我國(guó)上海交大、上海核工院、原子能院 等單位也聘任西屋公司高級(jí)

13、專家作為顧 問，有意開展新一代核設(shè)計(jì)方法的研究。302010-1-27MC方法應(yīng)用新趨勢(shì)312010-1-27MC方法應(yīng)用新趨向 MC方法在核設(shè)計(jì)中的得到越來越多的應(yīng)用 由于MC分析計(jì)算軟件可以比較逼真地描述隨機(jī)過程、處理任意幾何、采用點(diǎn)截面或群截面、收斂速度與問題維數(shù)無關(guān)，而且可以同時(shí)處理多個(gè)物理量，因此，在粒子輸運(yùn)計(jì)算中得到廣泛的應(yīng)用，大有取代傳統(tǒng)的輸運(yùn)-擴(kuò)散核設(shè)計(jì)方法的趨勢(shì)。322010-1-27MC方法應(yīng)用新趨向 廣泛用于堆芯臨界校核計(jì)算、核燃料循 環(huán)過程臨界安全計(jì)算中、屏蔽計(jì)算中， 取代或部分取代了零功率實(shí)驗(yàn)、臨界安 全實(shí)驗(yàn)和屏蔽實(shí)驗(yàn)。（通用性強(qiáng)、節(jié)省 成本和時(shí)間）332010-1-

14、27MC方法應(yīng)用新趨向 在研究堆物理設(shè)計(jì)中，MC方法已成為缺一不可的有效設(shè)計(jì)手段，而不是過去僅作為校核手段。 系統(tǒng)規(guī)模小 實(shí)驗(yàn)孔道等布置導(dǎo)致結(jié)構(gòu)復(fù)雜 運(yùn)行工況復(fù)雜 束流孔道中子注量率（熱中子、冷中子)342010-1-27352010-1-27MC方法應(yīng)用新趨向 在特殊新型反應(yīng)堆設(shè)計(jì)中成為必不可少 的設(shè)計(jì)手段 材料成份復(fù)雜（核素截面） 能譜寬 幾何結(jié)構(gòu)復(fù)雜新型反應(yīng)堆（如星表核電站、空間電源）核燃料循環(huán)設(shè)施臨界計(jì)算ADS系統(tǒng)散裂中子源裝置362010-1-27MC方法應(yīng)用新趨向 隨著計(jì)算機(jī)軟硬件的飛速發(fā)展，MC程序 在堆芯燃耗計(jì)算中也得到了應(yīng)用。 開發(fā)帶燃耗計(jì)算功能的MC程序。 開發(fā)MC程序和燃

15、耗計(jì)算程序的耦合程序。 我國(guó)原子能院、九院等 單位也在積極開展相 關(guān)的研究開發(fā)。372010-1-27MC方法應(yīng)用新趨向 盡管如此，MC方法并不是萬能靈丹妙藥，在使用MC方法時(shí)要“揚(yáng)長(zhǎng)避短”，應(yīng)與傳統(tǒng)方法結(jié)合使用，取長(zhǎng)補(bǔ)短，尤其要注意以下問題：382010-1-27MC方法應(yīng)用新趨向 相比較而言，MC方法更適用于計(jì)算系統(tǒng)集總量（如Keff ），用于計(jì)算局部量(中子注量率、功率、發(fā)熱、劑量等）需要注意其計(jì)算誤差。 因?yàn)镸C方法的計(jì)算誤差是在一定置信水平下估計(jì)得到的，它的誤差具有概率性，而不是一般概念下的誤差。 MC 方 法 計(jì) 算 截 斷 完 全 取 決 于 取 樣 數(shù) （ 跟 蹤 粒 子數(shù)），

16、可能由于樣本數(shù)不足，計(jì)算結(jié)束得到的物理量不一定正確。 跟蹤粒子數(shù)是關(guān)鍵392010-1-27MC方法應(yīng)用新趨向 MC方法用于計(jì)算多體松散耦合系統(tǒng)、深穿透問題的臨界性時(shí)，需要注意結(jié)果的正確性。 如核電站的乏燃料儲(chǔ)存，燃料濃縮過程生產(chǎn)線管道交叉、并行，核材料的貯存、運(yùn)輸，后處理設(shè)備間的設(shè)備布置等均涉及到多體核系統(tǒng)相互作用的問題。確定論程序基本不適用，MC方法用于計(jì)算這種松散耦合系統(tǒng)時(shí)收斂性很差，甚至出現(xiàn)假收斂和低估有效增殖系數(shù)的問題，得出錯(cuò)誤的信息。402010-1-27MC方法應(yīng)用新趨向 對(duì)于這種大系統(tǒng)小概率事件計(jì)算問題（一般 來說系統(tǒng)大小與粒子平均自由程可比時(shí)，10 個(gè)平均自由程），MC方法計(jì)

17、算結(jié)果較為滿 意。 對(duì)于深穿透問題，可以采用分步計(jì)算方式， 以保證每步計(jì)算問題滿足MC方法的要求。 實(shí)驗(yàn)與理論相結(jié)合，適當(dāng)開展模擬實(shí)驗(yàn)，通 過實(shí)驗(yàn)完善理論模型。412010-1-27反應(yīng)性測(cè)量和核電站啟動(dòng)優(yōu)化技術(shù)422010-1-27核電站啟動(dòng)優(yōu)化技術(shù) 物理啟動(dòng)試驗(yàn)(逼近臨界試驗(yàn)、零功率物理試驗(yàn)和升功率物理試驗(yàn)階段)是核電廠裝換料大修工作中的一項(xiàng)大型的、綜合性的試驗(yàn)，是核電廠正常運(yùn)行的關(guān)鍵路徑。432010-1-27核電站啟動(dòng)優(yōu)化技術(shù) 核發(fā)達(dá)國(guó)家，如美國(guó)、法國(guó)、日本等，均采 用了先進(jìn)的換料啟動(dòng)實(shí)驗(yàn)方法，大大地縮短 了換料啟動(dòng)時(shí)間，產(chǎn)生了巨大的經(jīng)濟(jì)效益。 我國(guó)各核電業(yè)主也逐漸開始關(guān)注此技術(shù)，也

18、引進(jìn)了一些先進(jìn)測(cè)量系統(tǒng)和物理啟動(dòng)技術(shù)， 但至今一直未投入使用，仍用傳統(tǒng)的物理啟 動(dòng)方法。442010-1-27核電站啟動(dòng)優(yōu)化技術(shù) 尤其是無源啟動(dòng)技術(shù)，如啟動(dòng)時(shí)間與有源啟動(dòng) 可比，可有效提高核電運(yùn)行經(jīng)濟(jì)性，深得各核 電業(yè)主的偏愛 可以省去昂貴的中子源組件 代之以燃料組件出力 無外加中子源，堆芯功率分布平坦 無外源擾動(dòng)小，反應(yīng)性測(cè)量準(zhǔn)確452010-1-27核電站啟動(dòng)優(yōu)化技術(shù) 但無源啟動(dòng)同時(shí)也對(duì)反應(yīng)性測(cè)量提出了更高的 要求。 在深次臨界，乏燃料自發(fā)源強(qiáng)較弱，中子探 測(cè)器無法探測(cè)造成監(jiān)測(cè)“盲區(qū)”，導(dǎo)致啟動(dòng)時(shí) 間較長(zhǎng)，嚴(yán)重影響了核電的經(jīng)濟(jì)性462010-1-27田灣核電站無源啟動(dòng)程序和時(shí)間分布大流量稀

19、釋時(shí)間短硼酸均勻濃度變化不大小流量稀釋時(shí)間長(zhǎng)472010-1-27核電站啟動(dòng)優(yōu)化技術(shù)堆芯反應(yīng)性是換料物理啟動(dòng)的核心監(jiān)測(cè)參數(shù)；提高反應(yīng)性測(cè)量靈敏度和精度可縮短啟動(dòng)時(shí)間和提高運(yùn)行監(jiān)測(cè)水平，增加啟動(dòng)安全性，從而提高核電的經(jīng)濟(jì)性。研制高靈敏度、高效率先進(jìn)的數(shù)字化反應(yīng)性監(jiān)測(cè)系統(tǒng)，從而提高可監(jiān)測(cè)下限，縮短監(jiān)測(cè)“盲區(qū)”。482010-1-27核電站啟動(dòng)優(yōu)化技術(shù) 需要計(jì)算分析高燃耗下，乏燃料自發(fā)源 強(qiáng)的分布，同時(shí)增補(bǔ)核截面數(shù)據(jù)庫(kù)的核 素種類，并考慮各種核素的核反應(yīng)、裂 變、衰變等對(duì)中子源強(qiáng)的貢獻(xiàn)。在掌握 了自發(fā)源強(qiáng)的分布情況下，合理布置探 測(cè)器，提高探測(cè)效率，以縮短可監(jiān)測(cè)盲 區(qū)。492010-1-27乏燃料密

20、集儲(chǔ)存及燃耗信任制技術(shù)502010-1-27燃耗信任制技術(shù) 隨著核電的發(fā)展，世界范圍內(nèi)乏燃料正在以每 年10000tU的速度增加，不少國(guó)家的核電站乏 燃料貯存池已經(jīng)存滿。據(jù)IAEA統(tǒng)計(jì)，截至2000 年世界上乏燃料已超過200000tU。由于燃耗信 任制技術(shù)能夠帶來處理能力和經(jīng)濟(jì)效益的顯著 提高，并且已經(jīng)在許多國(guó)家如美國(guó)、法國(guó)、德 國(guó)、俄羅斯、西班牙等國(guó)得到不同程度地成功 應(yīng)用 。512010-1-27燃耗信任制技術(shù)乏燃料密集排布提高運(yùn)輸和貯存的經(jīng)濟(jì)性和安全性；提高初始富集度容量提高30100；公路運(yùn)輸每盒乏燃料組件能夠節(jié)省1萬多美元。522010-1-27燃耗信任制技術(shù) 我國(guó)現(xiàn)有的乏燃料貯存

21、設(shè)施同樣存在著不采用該技術(shù)便無法應(yīng)用的困難境地。當(dāng)核電站提高初始富集度后，某些針對(duì)原初始富集度進(jìn)行設(shè)計(jì)的乏燃料貯存池，將無法接收提高初始富集度后的核電站等運(yùn)來的乏燃料，這將使核電站卸出的乏燃料無法貯存在該貯存池中。不采用“燃耗信任制”技術(shù)該問題無法解決。532010-1-27燃耗信任制技術(shù) 鑒于國(guó)內(nèi)現(xiàn)有核電站就地貯存池?zé)o法滿足乏燃料貯存的現(xiàn)狀以及中國(guó)經(jīng)濟(jì)快速發(fā)展帶來的對(duì)核電的極大需求，開展核電站乏燃料密集貯存核臨界安全技術(shù)研究是極其必要的。542010-1-27燃耗信任制技術(shù) 盡管乏燃料經(jīng)堆內(nèi)的燃耗和停堆后的衰 變，但傳統(tǒng)上對(duì)其核臨界安全要求仍然 按照新燃料看待，即所謂的“新燃料假 設(shè)”，也就

22、是不考慮由于燃料的燃耗和衰變而帶來的乏燃料中實(shí)際成份的變化，這種處理方法盡管簡(jiǎn)化了對(duì)操作設(shè)施的核臨界安全分析，但卻帶來了巨大的保守性。552010-1-27燃耗信任制技術(shù) 由于采用“新燃料假設(shè)”，使得乏燃料的貯存過程中，貯存容量受到限制，必須采取擴(kuò)建容量、增加臨界安全控制手段等措施，造成資源的不必要的額外負(fù)擔(dān)。隨著目前燃料燃耗的進(jìn)一步加深和初始富集度逐漸提高的趨勢(shì)，這種問題更加突出。562010-1-27燃耗信任制技術(shù)572010-1-27燃耗信任制技術(shù) 燃耗信任制技術(shù)應(yīng)用四個(gè)等級(jí)凈可裂變同位素水平錒系核素水平錒系核素+裂變產(chǎn)物水平總的可燃吸收劑水平582010-1-27燃耗信任制技術(shù) 需要開

23、展基于不同應(yīng)用水平實(shí)驗(yàn)和理論分析，制訂燃耗信任制技術(shù)應(yīng)用標(biāo)準(zhǔn)、安全法規(guī)和操作規(guī)程，以確保核燃料循環(huán)后端的核臨界安全，達(dá)到有效管理乏燃料的目的。592010-1-27化學(xué)分析同位素驗(yàn)證新UO2實(shí)驗(yàn)乏燃料實(shí)驗(yàn)同位素偏倚和不確定度Keff偏倚和不確定度臨界驗(yàn)證同位素校正因子安全限值新燃料特性燃耗分析乏燃料臨界分析Keff限值組件設(shè)計(jì)初始富集度燃耗冷卻時(shí)間裝載準(zhǔn)則60裝載曲線記錄驗(yàn)證實(shí)施裝載分析硼濃度燃料溫度功率運(yùn)行歷史慢化劑溫度冷卻時(shí)間限制條件靈敏度分析分析與模型參數(shù)實(shí)施和控制2010-1-27研究試驗(yàn)堆與反應(yīng)堆物理 核能發(fā)展研究實(shí)驗(yàn)堆先行，研究實(shí)驗(yàn)堆 是開展核基礎(chǔ)科學(xué)研究重要的必不可少 的平臺(tái) 根

24、據(jù)IAEA2009年4月的統(tǒng)計(jì)結(jié)果，迄今為止 世界上的研究堆共有665座。 665座研究堆共分布在69個(gè)國(guó)家和地區(qū)。其 中，美國(guó)227座，俄羅斯97座，德國(guó)46座， 中國(guó)18座?，F(xiàn)役研究堆中，美國(guó)40座，俄羅 斯50座，中國(guó)17座，日本15座，法國(guó)13座， 德國(guó)11座。612010-1-27研究試驗(yàn)堆與反應(yīng)堆物理Steady thermal power (MW)50004500400035003000250020001500100050001503612361622518Steady thermal powerNo of reactorsNumber of reators358 375362

25、343 3143891 3749 271 242 2422433080 2881 2901 289040035030025020015010050030733164148 45501955 1960 1965 1970 1975 1980 1985 1990 1995 2000 2005 2009 YearWorld Nuclear Growth:Numberof Research reactors and their steady thermal power622010-1-27研究試驗(yàn)堆與反應(yīng)堆物理N u m b er of re acto rs181614121086420051015A ge: 70% have > 30 y202530354045505560 Y ears of op erationA ge d istrib u tion of research reactors in th e R R D B : N u m b er of reactors an d years in op eration632010-1-27