基于燃耗信任制的AP1000乏燃料貯存格架臨界安全分析,核物理論文

基于燃耗信任制的AP1000乏燃料貯存格架臨界安全分析,核物理論文基于燃耗信任制的乏燃料儲存格架臨界安全分析的目的在于,考慮各種保守性因素的情況下,建立可裝載乏燃料組件初始富集度與燃耗的關(guān)系曲線,即裝載曲線。主要步驟包括乏燃料組件信任核素核子密度確實定和儲存系統(tǒng)反響性計算,而核素成分確實定是燃耗信任制方式方法的重點和難點。當下非能動的AP1000核電廠采用相對復雜的堆芯設計和控制策略,如采用機械補償(MSHIM)運行形式,可燃毒物組合使用等,都會對乏燃料組件燃耗的準確分析帶來眾多困難,需在燃耗信任制技術(shù)分析中具體考慮。本文使用SCALE6程序包對西屋公司基于燃耗信任制的AP1000乏燃料儲存格架臨界安全分析經(jīng)過進行復現(xiàn),并針對AP1000核電廠堆芯反響性控制設計特性和我們國家相關(guān)法規(guī)標準的要求,對原分析方式方法提出一些建議。1、分析方式方法本文使用美國核管會核安全審評專用軟件SCALE程序包進行計算分析。SCALE程序包由美國橡樹嶺國家實驗室(ORNL)開發(fā),包括可完成物理、屏蔽計算任務的多種程序模塊。本文計算中主要使用自動化程度很高的STARBUCS控制模塊,其主要功能是根據(jù)一定的順序調(diào)用各相關(guān)功能模塊,采用燃耗信任制技術(shù)對乏燃料系統(tǒng)自動進行燃耗和臨界計算。華而不實燃耗計算由ORIGEN-S完成,儲存系統(tǒng)臨界分析由多群蒙特卡羅程序KENOV.a完成。計算流程如此圖1所示。2、分析經(jīng)過分析采用與西屋公司設計文件一樣的計算輸入及分析方式方法,包括組件參數(shù)、軸向燃耗分布、偏差與不確定性等。2.1截面數(shù)據(jù)庫的制作程序現(xiàn)有的數(shù)據(jù)庫中無針對AP1000燃料組件的截面庫。為準確模擬AP1000乏燃料組件在堆內(nèi)的輻照歷史,使用SCALE6程序包中的TRITON燃耗分析模塊及AP1000燃料組件參數(shù),對不同富集度、慢化劑密度的組件進行燃耗計算,制作適用于AP1000燃料組件的截面庫,供ARP程序插值處理并提供應ORIGEN-S程序執(zhí)行燃耗計算。根據(jù)軸向燃耗分布模型,本分析中制作的截面數(shù)據(jù)庫主要包含的信息列于表1。2.2信任核素的選取分析中選取已在PWR濕式儲存池中得到廣泛應用的錒系及裂變產(chǎn)物的核素信任水平,詳細信任核素列于表2。2.3軸向燃耗分布乏燃料儲存系統(tǒng)臨界安全分析中能否考慮核燃料的軸向燃耗分布也是燃耗信任制技術(shù)重點考慮的問題。研究證明,利用燃耗軸向平均分布計算得到的keff在低燃耗情況下是保守的,但隨著燃耗增加變得越來越不保守。原分析方式方法中,組件軸向劃分為4個區(qū)域,根據(jù)各分區(qū)功率分布、燃料及慢化劑溫度進行計算。在燃耗限值確定時,為保守考慮,選取燃耗軸向平均分布和分區(qū)分布兩種情況下keff計算結(jié)果的較大值。2.4燃耗限值確實定AP1000乏燃料儲存系統(tǒng)燃耗限值確實定步驟如下:1)計算儲存格架在裝載不同富集度、燃耗深度的乏燃料組件時的系統(tǒng)反響性;2)根據(jù)法規(guī)規(guī)定的臨界安全限值,在扣除相關(guān)偏差和不確定性后,確定儲存系統(tǒng)的目的keff;3)在上述兩步的基礎上,推算出不同富集度的乏燃料組件存放于儲存格架時知足目的keff的燃耗深度;4)在步驟3基礎上,擬合得出組件富集度隨燃耗變化的裝載曲線。儲存系統(tǒng)在不考慮可溶硼條件下的設計基準keff限值取1.0,同時考慮0.005的臨界安全裕度,在這里基礎上扣除相關(guān)偏差和不確定性后確定目的keff。2.5可溶硼需求量確實定分析中考慮了可溶硼對系統(tǒng)反響性的作用?？扇芘鹦枨罅看_實定基于下面3方面:1)將儲存系統(tǒng)反響性減小0.05;2)補償燃耗不確定性;3)補償事故工況。3、計算結(jié)果3.1燃耗限值基于上述分析方式方法和程序體系,對AP1000乏燃料儲存格架2區(qū)儲存構(gòu)造的燃耗限值進行計算。計算結(jié)果列于表3。3.2可溶硼需求量根據(jù)2.5節(jié)描繪敘述的可溶硼需求量分析原則,在考慮單一極限事故情況下將儲存系統(tǒng)keff保持在不大于0.95(包括所有的偏差和不確定性)時所需的硼濃度為729.7ppm(10B豐度為19.9%),假如10B豐度考慮為19.6%,則所需的硼濃度為740.9ppm,因而可溶硼需求量最小為740.9ppm。4、討論及建議利用AP1000乏燃料儲存格架臨界安全分析建立的計算模型和程序體系,結(jié)合AP1000堆芯反響性控制特性及我們國家相關(guān)的法規(guī)標準,對原分析方式方法進行了研究分析,并對后續(xù)分析提出了建議。4.1軸向燃耗分布的選取燃耗信任制的臨界安全分析中應使用保守的軸向燃耗分布模型。原分析方式方法給出的軸向燃耗分布模型是基于西屋公司1717卸料組件的統(tǒng)計數(shù)據(jù)。相對于傳統(tǒng)壓水堆,非能動的AP1000核電廠采用了MSHIM運行策略,控制棒在堆內(nèi)頻繁動作,由此導致乏燃料組件頂部燃耗較無MSHIM運行策略下的燃耗更淺,端末效應也將愈加顯著。本文從AP1000堆芯燃料管理方案中選取控制棒全提(ARO)及MSHIM運行策略兩種典型運行方式下的燃耗軸向分布對AP1000乏燃料格架儲存系統(tǒng)反響性進行重新計算,并與原分布模型的計算結(jié)果進行了比照。3種軸向燃耗分布示于圖2,ARO及MSHIM工況下的軸向劃分為45個區(qū)域,在計算模型中使用各區(qū)對應的功率水平與慢化劑密度。從圖2可看出,MSHIM運行方式下組件頂部的燃耗相對較淺。使用圖2所示的不同卸料組件軸向燃耗分布模型,對裝載有不同富集度、燃耗深度組件的AP1000乏燃料格架儲存系統(tǒng)反響性進行了計算,結(jié)果列于表4。從表4可看出,隨燃耗的加深,MSHIM軸向燃耗分布模型計算得到的儲存系統(tǒng)反響性明顯大于另外兩種工況,結(jié)果愈加保守。因而,在AP1000乏燃料儲存系統(tǒng)臨界安全分析中,必須考慮MSHIM運行策略對乏燃料組件儲存系統(tǒng)反響性的影響,建議選取燃耗軸向平均分布和保守的MSHIM軸向燃耗分布兩種模型同時計算儲存系統(tǒng)反響性,并以較大值作為確定燃耗限值的根據(jù)。4.2中子吸收體的考慮可燃毒物或控制棒的存在,使組件在燃耗經(jīng)過中熱中子被吸收體材料俘獲而減少,中子能譜變硬,導致可裂變Pu同位素生成量的增加和235U裂變的減少,這些變化的凈效應是導致乏燃料反響性增大。原分析方式方法中并未考慮燃料組件在堆芯內(nèi)燃耗經(jīng)過中中子吸收體對乏燃料成分的影響,這是不保守的。AP1000首循環(huán)可燃毒物采用IFBA和WABA組合使用,后續(xù)循環(huán)中IFBA的使用,以及MSHIM運行策略中灰棒控制棒組和黑棒控制棒組頻繁插入,這些運行特性都會導致能譜變硬。同時隨著燃料管理方案的變化,各種吸收體組合引入復雜。因而,在AP1000燃料組件的燃耗經(jīng)過中,應根據(jù)燃料管理方案考慮所有吸收體的引入方式進行計算,基于保守結(jié)果確定燃耗限值。4.3臨界安全限值及可溶硼的信任原分析方式方法中設計準則采用的是10CFR50.68段落b第4條款的要求,即包括所有的偏差和不確定性,在考慮可溶硼的情況下,最大keff不超過0.95,全密度無硼水條件下的keff不超過1.0。出于保守考慮,原分析方式方法中額外考慮了0.005的臨界安全裕度,在這里基礎上確定儲存系統(tǒng)的目的keff和可溶硼的需求量。我們國家核安全導則(核動力廠燃料裝卸和儲存系統(tǒng)設計〕(HAD102/15)5.2.1節(jié)要求,可溶性中子吸收劑和燃耗兩種信譽不應同時應用于一樣的儲存區(qū)域。這要求乏燃料儲存系統(tǒng)在正常工況及事故工況下不需可溶硼即能維持次臨界狀態(tài)。鑒于此,西屋公司采用的設計準則與我