核燃料管理與優(yōu)化-2

核燃料管理與優(yōu)化核能系1多循環(huán)燃料管理

確定最佳各循環(huán)的裝料策略（外部決策變量），包括循環(huán)長度、新料富集度、批料數(shù)及批料量單循環(huán)燃料管理

確定單個循環(huán)的堆芯布料方案，包括燃料組件及可燃毒物的布置2基本物理概念

換料周期與循環(huán)長度

年換料、18、24個月?lián)Q料批料數(shù)和一批換料量3批、4批循環(huán)燃耗和卸料燃耗年換料，卸料燃耗33~38GWd/tU18個月?lián)Q料，卸料燃耗40~45GWd/tU美國核管會已于1999年批準(zhǔn)提高核燃料燃耗深度的限值,即從以前規(guī)定的限值62GWd/tU放寬到70~75GWd/tU。這樣可以大大減少乏燃料的產(chǎn)生量。3基本物理概念核電廠從建成到退役要經(jīng)歷一系列的運行循環(huán)，按各循環(huán)的特性，可分為：初始循環(huán)（或啟動循環(huán)）過渡循環(huán)

平衡循環(huán)

平衡循環(huán)序列在理想情況下是一個無限的循環(huán)序列，在這個循環(huán)序列中，每個循環(huán)的性能參數(shù)（如循環(huán)長度、新料富集度、一批換料量及平均卸料燃耗等）都保持相同，運行循環(huán)進(jìn)入一個平衡狀態(tài)。

一般認(rèn)為平衡循環(huán)是性能指標(biāo)最佳的循環(huán)方案，并為燃料管理人員定為目標(biāo)運行循環(huán)4多循環(huán)燃料管理任務(wù)反應(yīng)堆堆芯核設(shè)計，需要進(jìn)行平衡循環(huán)性能分析，確定平衡循環(huán)方案平衡循環(huán)的批料數(shù)、循環(huán)長度、新料的富集度考慮如何過渡到平衡循環(huán)初始循環(huán)的燃料裝載方案過渡循環(huán)的燃料裝載方案一般來說，這屬于多循環(huán)燃料管理的任務(wù)5單循環(huán)燃料管理任務(wù)確定堆芯初步裝（換）料方案初步篩選出一批堆芯裝料方案最終換料堆芯的核設(shè)計用精確的堆芯物理/熱工水力程序?qū)ψ罱K換料堆芯進(jìn)行全面、精確的設(shè)計計算，提供反應(yīng)堆設(shè)計、運行及安審所需的全部參數(shù)換料堆芯的安全評價對有關(guān)關(guān)鍵安全參數(shù)進(jìn)行限值檢驗，對超限的情況，進(jìn)行事故再分析或評價一般來說，這屬于單循環(huán)燃料管理的任務(wù)6燃料管理決策

系統(tǒng)能量需求及約束條件多循環(huán)燃料管理確定ε、T、n或N單循環(huán)燃料管理確定換料方案（A、P）、keff、調(diào)整決策變量方案接受？結(jié)束是否7多循環(huán)燃料管理8多循環(huán)燃料管理主要是對以下變量進(jìn)行科學(xué)決策：批料數(shù)或一批換料的組件數(shù)量

循環(huán)長度

新料富集度

通常，先通過平衡循環(huán)性能分析確定達(dá)到平衡循環(huán)時的以上決策參數(shù)，然后考慮如何達(dá)到平衡循環(huán)，在此過程中，各循環(huán)之間存在強烈的耦合關(guān)系，為優(yōu)化決策必須進(jìn)行多循環(huán)（至少3個循環(huán)）分析

9首循環(huán)堆芯裝載圖三種燃料富集度1.8%2.4%3.1%←圖中數(shù)字代表硼硅玻璃可燃毒物棒根數(shù)10平衡循環(huán)堆芯裝載圖3批年換料策略out-in方案換料燃料富集度3.2%11C1-C2三種燃料富集度2.4%2.67%3.0%12C3-C413C914平衡循環(huán)m-1循環(huán)m循環(huán)m＋1循環(huán)堆芯剩余反應(yīng)性換料換料換料新料進(jìn)堆乏燃料出堆n個燃料循環(huán)15零維模型開展平衡循環(huán)性能分析的常用模型空間效應(yīng)通過“批”平均特性給予極其簡單的表示，而不具體關(guān)心組件在堆芯的布置批料反應(yīng)性批料相對功率份額16線性反應(yīng)性模型17平衡循環(huán)特性分析-1

循環(huán)燃耗與批料數(shù)之間的關(guān)系卸料燃耗與批料數(shù)之間的關(guān)系新料初始反應(yīng)性與卸料燃耗間的關(guān)系18平衡循環(huán)特性分析-2循環(huán)燃耗隨批料數(shù)n的增加而減小卸料燃耗隨批料數(shù)n的增加而增加。

連續(xù)換料可使卸料燃耗比一批換料增大一倍3批換料可使卸料燃耗增大50%新料富集度固定既然批料數(shù)增加，可提高卸料燃耗，目前壓水堆為什么不提高批料數(shù)？19平衡循環(huán)特性分析-3循環(huán)初始剩余反應(yīng)性隨批料數(shù)的增加而減少3批換料可使循環(huán)初始剩余反應(yīng)性減少50%新料富集度固定剩余反應(yīng)性減小意味著什么？20平衡循環(huán)特性分析-4新料所需的初始反應(yīng)性隨批料數(shù)的增加而增大利用壓水堆燃料組件初始反應(yīng)性與其富集度之間的關(guān)系可估算出核電廠由3批換料改成4批換料時，為保持平衡循環(huán)的循環(huán)燃耗不變，需將新料的富集度由3批時的3%提高到3.5%。與此同時，4批換料的卸料燃耗深度可提高到3批換料時的4/3倍。固定循環(huán)燃耗(長度)21平衡循環(huán)特性分析-5為達(dá)到相同的卸料燃耗深度，隨著批料數(shù)的增加，新料所需的初始反應(yīng)性（或富集度）可隨之減小。CANDU的連續(xù)換料策略降低了其對燃料富集度的要求固定卸料燃耗22壓水堆平衡循環(huán)性能圖23平衡循環(huán)堆芯裝載圖3批年換料策略out-in方案換料燃料富集度3.2%24平衡循環(huán)臨界硼濃度曲線燃耗 臨界硼濃度0 1453 150 1125 500 1079 1000 1017 2000 912 3000 807 4000 700 5000 594 6000 490 7000 387 8000 287 9000 188 1000092 1087210 25平衡循環(huán)堆芯功率與燃耗分布BLX26平衡循環(huán)堆芯功率與燃耗分布MOL27平衡循環(huán)堆芯功率與燃耗分布EOL28初始循環(huán)富集度的確定通常選擇平衡循環(huán)燃料富集度作為首循環(huán)堆芯的一種富集度其余兩批料富集度的確定一般根據(jù)工程經(jīng)驗，考慮以下因素來確定：首循環(huán)壽期長度的要求批料富集度之間合理的間隔29初始循環(huán)向平衡循環(huán)的過渡固定循環(huán)燃耗和換料量，調(diào)節(jié)逐個循環(huán)的新料富集度固定循環(huán)燃耗和新燃料組件的富集度，調(diào)節(jié)逐個循環(huán)的換料量固定新料的富集度和一批換料量，調(diào)節(jié)逐個循環(huán)的循環(huán)長度30初始循環(huán)向平衡循環(huán)的過渡31首爐堆芯裝料方案的制定裝料方案的制定燃料組件的優(yōu)化布置OUT-IN方式可燃毒物的布置32首循環(huán)堆芯裝載圖三種燃料富集度1.8%2.4%3.1%←圖中數(shù)字代表硼硅玻璃可燃毒物棒根數(shù)33不同類型的可燃毒物目前壓水堆工程中使用的可燃毒物按其在組件內(nèi)的分布形式大體上可分三類棒狀可燃毒物涂硼燃料元件Gd2O3-UO2彌散型可燃毒物34首循環(huán)臨界硼濃度曲線燃耗 臨界硼濃度0 1064 150 781 500 769 1000 773 2000 752 3000 705 4000 646 5000 585 6000 521 7000 453 8000 381 9000 305 10000 226 11000 146 12000 64 12657 10 35堆芯燃料管理（年換料制）批富集度（%）燃料組件數(shù)第一循環(huán)第二循環(huán)第三循環(huán)第四循環(huán)第五循環(huán)11.85311122.4525233.152525243.2525252153.252525263.2525273.25236慢化劑溫度系數(shù)37堆芯燃料管理38單循環(huán)（堆內(nèi)）燃料管理39堆內(nèi)燃料管理的任務(wù)堆芯裝料方案的確定初步設(shè)計換料方案詳細(xì)核設(shè)計換料堆芯的安全評價40第一部分堆芯裝(換)料方案簡介41堆芯換料方案

均勻裝料42均勻裝料的堆芯功率分布壽期初功率峰因子過大，限制了反應(yīng)堆功率輸出壽期末功率分布較理想，但已得停堆換料43堆芯換料方案

外-內(nèi)裝料

新料經(jīng)過一個循環(huán)的舊料經(jīng)過兩個循環(huán)的舊料44外-內(nèi)裝料堆芯功率分布較均勻中子泄漏損失大對壓力殼的中子輻照損傷大45堆芯換料方案

外-內(nèi)交替裝料

新料經(jīng)過一個循環(huán)的舊料經(jīng)過兩個循環(huán)的舊料46外-內(nèi)交替裝料功率分布比外-內(nèi)裝料更均勻中子泄漏依然很大47低泄漏裝料

新料經(jīng)過一個循環(huán)的舊料經(jīng)過兩個循環(huán)的舊料回裝的乏料4849低泄漏裝料自70年代末發(fā)展起來的一種裝料方式，目前世界上多數(shù)壓水堆核電廠已采用了該換料方案；堆芯邊緣中子通量密度較低，從而減少了中子從堆芯的泄漏，提高了中子利用率，延長了堆芯壽期；更重要的是由于快中子泄漏的降低，使反應(yīng)堆壓力殼的中子注量減小，從而延長了壓力殼和反應(yīng)堆的使用壽命。50在低泄漏裝料方案下RPV高能中子注量的改善51低泄漏裝料帶來的問題反應(yīng)堆功率峰值增加，在每個循環(huán)中都得通過合理布置可燃毒物來抑制功率峰值；有可能帶來可燃毒物的反應(yīng)性懲罰效應(yīng)功率峰值的最大值一般不出現(xiàn)在堆芯壽期初，在整個堆芯壽期內(nèi)都得對功率峰值進(jìn)行較驗。這些都給裝料方案的設(shè)計帶來困難52功率峰值隨燃耗的變化53第二部分堆芯核設(shè)計的任務(wù)與內(nèi)容54內(nèi)容堆芯裝(換)料設(shè)計的目的過程設(shè)計軟件設(shè)計報告55堆芯裝(換)料設(shè)計的目的首要目的是確保設(shè)計的堆芯裝載方案在其整個運行周期內(nèi)是安全的。堆芯裝(換)料設(shè)計必須遵守相應(yīng)的國家核安全管理法規(guī)，得到國家核安全局的批準(zhǔn)，以保證堆芯的安全性，實現(xiàn)電站業(yè)主對公眾和環(huán)境的安全承諾。在安全的基礎(chǔ)上，通過堆芯裝載方案的優(yōu)化設(shè)計，達(dá)到既滿足電站發(fā)電計劃的需求，又最大程度降低燃料成本的目的。最后，在設(shè)計完成后，將相應(yīng)的核參數(shù)圖表提供給運行人員以指導(dǎo)電站的安全運行。56核電廠的特殊性核燃料制造精密、要求的可靠性高、加工時間長堆芯換料設(shè)計復(fù)雜，花費時間長換料需監(jiān)管部門進(jìn)行安全審批換料方案的設(shè)計和審批往往需要1年以上時間57堆芯裝(換)料設(shè)計的過程58堆芯裝(換)料設(shè)計的過程制定堆芯裝載計劃裝(換)料設(shè)計及最終文件換料堆芯設(shè)計文件的審查及提交換料堆芯異常緊急設(shè)計59堆芯裝(換)料設(shè)計的過程制定堆芯裝載計劃換料堆芯供應(yīng)商及其換料設(shè)計分包商在收到TTS的第N循環(huán)的PSSD及初步能力需求后，開始制作初步的堆芯裝載計劃裝料前3個月，換料堆芯供應(yīng)商及其換料設(shè)計分包商根據(jù)電廠的最終循環(huán)要求和對初步堆芯裝載計劃的審查意見，向電廠提供最終的堆芯裝(換)料計劃TTS對該計劃進(jìn)行審查、校核，確定《裝料計劃》60堆芯裝(換)料設(shè)計的過程裝(換)料設(shè)計及最終文件經(jīng)后續(xù)循環(huán)裝載方案的初步搜索，產(chǎn)生《最終燃料管理報告》針對裝料方案，對1、2類工況及主要的事故進(jìn)行關(guān)鍵安全參數(shù)論證，同F(xiàn)SAR中的限值進(jìn)行比較，以確認(rèn)其安全性。產(chǎn)生《換料安全評價報告》計算該裝料方案的主要核參數(shù)以提供給運行人員使用，產(chǎn)生《換料核設(shè)計報告》對換料堆芯，如有新型組件的引入等導(dǎo)致堆芯熱工水力學(xué)特性發(fā)生變化時，需進(jìn)行相應(yīng)的分析，產(chǎn)生《換料熱工水力設(shè)計報告》計算啟動物理實驗擬測參數(shù)，產(chǎn)生《啟動物理試驗報告》61堆芯裝(換)料設(shè)計的過程裝(換)料設(shè)計及最終文件最終堆芯裝(換)料方案（裝料前3個月）《最終燃料管理報告(FMR)》（裝料前2個半月）《換料安全評價報告(RSER)》（裝料前2個半月）《換料核設(shè)計報告(NDR)》（裝料前1個月）《換料熱工水力設(shè)計報告(RTHR)》（裝料前1個月）《啟動物理試驗報告(SPTR)》（包括堆芯理論數(shù)據(jù)庫和失水事故監(jiān)測系統(tǒng)數(shù)據(jù)軟盤）（啟動前半個月）62堆芯裝(換)料設(shè)計的過程換料堆芯設(shè)計文件的審查及提交燃料管理科對換料設(shè)計分包商提供的文件，按《換料堆芯設(shè)計審查》規(guī)程進(jìn)行審查并認(rèn)可。有關(guān)設(shè)計文件交電站核安全與環(huán)保處(OSL)，OSL負(fù)責(zé)將這些文件提交給國家核安全局，作為第N次循環(huán)換料堆芯啟動許可證申請的一部分?！逗嗽O(shè)計報告》中的圖表經(jīng)編輯后提交給運行人員。63堆芯裝(換)料設(shè)計的過程換料堆芯異常緊急設(shè)計在正常設(shè)計完成之后，若堆芯卸料后發(fā)現(xiàn)燃料組件有超過允許標(biāo)準(zhǔn)的破損或機械損傷，則已經(jīng)確定的堆芯裝(換)料方案需做緊急調(diào)整，用新燃料組件或乏燃料組件來代替破損的組件；有關(guān)換料設(shè)計報告需要修改，并送國家核安全局緊急審批。64設(shè)計軟件INCORE程序包SCIENCE程序包ANC程序包ARMELNARVALSMARTAPOLLO2-FPHOENIX-PESPADONMARSOINSQUALEFLICAIIIANCAPOLLO測量數(shù)據(jù)處理65堆芯換料設(shè)計合同文件堆芯裝載計劃最終燃料管理報告安全評價報告核設(shè)計報告熱工水力設(shè)計報告物理啟動試驗報告燃料性能評價報告測量數(shù)據(jù)處理和堆芯硼濃度跟蹤所需的數(shù)據(jù)(庫)66堆芯裝載設(shè)計該項設(shè)計提供滿足業(yè)主能量需求和堆芯各項安全準(zhǔn)則的換料堆芯裝載圖以及換料堆芯的主要計算結(jié)果。根據(jù)換料設(shè)計規(guī)范，換料堆芯裝載設(shè)計必須在要求的停堆燃耗窗口內(nèi)滿足如下安全準(zhǔn)則和要求。循環(huán)長度要求：堆芯循環(huán)壽期內(nèi)，熱態(tài)滿功率(HFP)、控制棒全提(ARO)狀態(tài)下，堆芯徑向功率峰因子(Fxy)要求(1.393)；各種插棒狀態(tài)下Fxy滿足限值要求；壽期初(BOL)、熱態(tài)零功率(HZP)狀態(tài)堆芯慢化劑溫度系數(shù)不為正值；壽期末(EOL)、HZP時停堆裕量要求(1770pcm)；堆芯功率象限傾斜抑制要求。67堆芯燃料管理設(shè)計該設(shè)計提供換料堆芯及后續(xù)兩個循環(huán)堆芯燃料管理分析結(jié)果，給出各循環(huán)堆芯循環(huán)長度、堆芯裝載、新組件數(shù)及富集度、堆芯功率分布、壽期初熱態(tài)零功率時堆芯慢化劑溫度系數(shù)以及卸料組件同位素含量。最終的燃料管理策略必須被換料堆芯安全評價所確認(rèn)。它為核電廠燃料組件訂貨提供依據(jù)。68換料堆芯安全評價換料堆芯安全評價報告是提供給國家核安全局審評的主要文件。它從反應(yīng)堆物理和熱工水力學(xué)的角度證明換料堆芯的安全性，即證明核電站設(shè)計階段提供的最終安全分析報告(FSAR)的結(jié)論仍然適用于換料堆芯。根據(jù)換料設(shè)計規(guī)程要求，核電站換料堆芯安全評價需要對反應(yīng)堆正常運行工況（I類工況）和非正常工況包括（II、III、IV類工況）涉及到的關(guān)鍵安全參數(shù)進(jìn)行計算分析，并與FSAR中給定的限值進(jìn)行比較，以確認(rèn)換料堆芯的安全性。69換料堆芯安全評價通過對換料堆芯的通用關(guān)鍵安全參數(shù)（動力學(xué)參數(shù)、工況I和工況II關(guān)鍵安全參數(shù)）和特定事故（硼稀釋事故、提棒事故、落棒事故、彈棒事故和主蒸汽管道斷裂事故等）關(guān)鍵安全參數(shù)作分析計算并與FSAR中的限值進(jìn)行比較來確認(rèn)換料堆芯的安全性。如計算發(fā)現(xiàn)某些關(guān)鍵安全參數(shù)超限，則需要對相關(guān)的事故進(jìn)行再評價或再分析，從而進(jìn)一步確認(rèn)換料堆芯的安全性。如安全評價的結(jié)果顯示換料堆芯不能滿足某些安全性要求，則需要修改或調(diào)整堆芯裝載，重新進(jìn)行堆芯安全評價。70換料核設(shè)計換料核設(shè)計報告除提供核設(shè)計準(zhǔn)則、堆芯描述外，還需計算：堆芯功率分布隨燃耗的變化、燃料同位素產(chǎn)量；堆芯功率能力以及控制方式，包括運行圖，保護(hù)圖，控制棒標(biāo)定曲線，控制棒微分、積分價值，主調(diào)節(jié)棒插入限，最小停堆硼濃度，硼微分價值，功率分布及停堆裕量等；啟動物理試驗和反應(yīng)堆負(fù)荷跟蹤分析所需的堆芯參數(shù)。核設(shè)計報告提供的結(jié)果是反應(yīng)堆啟動和運行的重要物理依據(jù)。71熱工水力設(shè)計分析的目的是證實換料堆芯在額定功率工況下滿足所有熱工水力設(shè)計準(zhǔn)則。72啟動物理試驗參數(shù)計算分析的目的是專門為反應(yīng)堆啟動和零功率物理試驗提供所必須的理論預(yù)計數(shù)據(jù)，它包括在BOL、HZP下的：控制棒微分、積分價值及臨界棒位；不同棒態(tài)，有氙和無氙時堆芯臨界硼濃度；不同棒態(tài)下等溫溫度系數(shù)；功率補償棒標(biāo)定曲線及抽出限值；不同棒態(tài)、不同功率水平和燃耗時的堆芯功率分布；中子動力學(xué)參數(shù)；LOCA監(jiān)測系統(tǒng)（LSS）參數(shù)。73燃料性能評價根據(jù)對核電站按月提供的反應(yīng)堆冷卻劑中放射性同位素，如氪、氙、碘、銫等比活度測量值的跟蹤，進(jìn)行前一循環(huán)堆芯燃料性能評價。如發(fā)現(xiàn)出現(xiàn)某些放射性同位素比活度超標(biāo)，則對可能出現(xiàn)的破損元件棒數(shù)、破口尺寸和對應(yīng)的燃耗值作出估計，并對可復(fù)用燃料組件的可用性作出初步評價。74破損燃料棒預(yù)計分析NPIC根據(jù)大亞灣核電站U2C3(法馬通公司提供的燃料組件和換料設(shè)計)自1996年6月3日至13日一回路冷卻劑放射性監(jiān)測數(shù)據(jù)，對燃料棒包殼性能進(jìn)行了評定，發(fā)現(xiàn)燃料棒發(fā)生破損并指出該堆芯破損燃料棒在2~3根之間，屬中等大小缺陷，對應(yīng)的燃耗為11000MWd/tU，并將該結(jié)果報告了核電營運單位和燃料組件制造廠。1997年1月核電站進(jìn)行的燃料組件啜漏試驗證實該堆芯有3根燃料棒破損，破損直徑為10~15m。理論預(yù)計結(jié)果與實測值符合很好。75其它視業(yè)主需要，設(shè)計單位還需向用戶提交用于堆芯測量數(shù)據(jù)處理和堆芯跟蹤分析所需的理論數(shù)據(jù)庫和參數(shù)：堆芯測量數(shù)據(jù)處理理論數(shù)據(jù)庫和LSS系統(tǒng)數(shù)據(jù)；堆芯硼濃度跟蹤程序BORIS所需的數(shù)據(jù)。76換料堆芯初步設(shè)計是一個優(yōu)化過程，通常需借助換料優(yōu)化軟件裝料方案篩選原則發(fā)電計劃循環(huán)長度要求安全性熱態(tài)滿功率(HFP)條件下，和不超過設(shè)計限值熱態(tài)零功率(HZP)條件下，MTC不為正熱停堆深度的要求經(jīng)濟(jì)性平均卸料燃耗深度通常需綜合考慮后續(xù)循環(huán)77當(dāng)前循環(huán)的比較主要參數(shù)方案一方案二方案三堆芯裝載的新燃料數(shù)目（盒）及富集度堆芯邊緣區(qū)舊料數(shù)目(及位置)初始硼濃度，BOL，HFP(ppm)循環(huán)長度(EFPD)焓升熱管因子計算值(位置)熱流密度熱管因子計算值壽期末卸料組件平均燃耗深度(MWD/MTU)MTCatBOL,HZP,NOXE,ARO(pcm/℃)控制棒提升極限(步)forMTC=0atHZP可以解除控制棒提升極限的功率水平停堆裕量…78后續(xù)燃料循環(huán)裝載方案分析在對候選方案進(jìn)行比較時，不但要考慮當(dāng)前循環(huán)各方案間性能的差異，還要考慮采取該裝料方案后，后續(xù)循環(huán)換料方案怎么產(chǎn)生，性能如何？在工程上，通常在保持換料方案基本不變的情況下，向后作三個循環(huán)的計算分析，再綜合考慮前后四個循環(huán)的安全性和經(jīng)濟(jì)性，來最終確定當(dāng)前循環(huán)的換料方案。換料方案一旦確定，接下來就可針對該堆芯裝載方案開展詳細(xì)的核設(shè)計。79換料堆芯的詳細(xì)核設(shè)計指初步確定堆芯裝（換）方案后，利用已經(jīng)授權(quán)的堆芯設(shè)計軟件，對該方案進(jìn)行詳細(xì)的分析、計算，得到該方案具體的安全和經(jīng)濟(jì)性能指標(biāo)，用于該方案的安全審評或用于指導(dǎo)實際運行。80堆芯核設(shè)計報告內(nèi)容核設(shè)計內(nèi)容堆芯燃料管理堆芯功率能力分析反應(yīng)性系數(shù)反應(yīng)性控制啟動物理試驗與負(fù)荷跟蹤參數(shù)設(shè)計準(zhǔn)則81合理地選擇平衡循環(huán)堆芯換料燃料組件的富集度（≤4.5%）和數(shù)目，合理布置可燃毒物和控制棒，最大卸料組件燃耗不超過限值，平均卸料燃耗滿足要求，使平衡循環(huán)滿足預(yù)期的燃料管理策略（年換料或18個月?lián)Q料）。堆芯燃料管理82上一循環(huán)堆芯方案嶺澳1號機首循環(huán)堆芯裝料圖83上一循環(huán)運行跟蹤及壽期預(yù)測某核電廠運行跟蹤及壽期預(yù)測示意圖當(dāng)前，換料堆芯的核設(shè)計不是在上一循環(huán)停堆后進(jìn)行的，因此，要進(jìn)行下一循環(huán)的核設(shè)計，首先就必須預(yù)測上一循環(huán)壽期末的堆芯狀態(tài)。84上一循環(huán)運行跟蹤及壽期預(yù)測嶺澳1號機首循環(huán)末堆芯燃耗分布（預(yù)測值）循環(huán)燃耗＝13644MWd/tU85當(dāng)前循環(huán)換料方案嶺澳1號機第2循環(huán)裝載圖86堆芯臨界-燃耗計算BOLHFPARO一旦確定出當(dāng)前循環(huán)堆芯的裝料方案后，利用NARVAL、SMART或ANC等軟件，就可以進(jìn)行堆芯的臨界-燃耗計算，獲得HFP、ARO狀態(tài)下的堆芯燃耗特性，包括硼降曲線和不同燃耗下堆芯的功率分布。通常需做三維堆芯的計算。87堆芯臨界-燃耗計算BLXHFPARO88堆芯臨界-燃耗計算HFP、ARO狀態(tài)下，不同燃耗時刻堆芯的臨界硼濃度、徑向功率和燃耗分布500,1000,2000,3000,4000,6000,7000…89堆芯臨界-燃耗計算EOLBU=925090硼降曲線91軸向功率分布BOLHZPARO三維堆芯計算一般取～20cm的軸向網(wǎng)格剖分，且無法考慮組件定位格架的非均勻效應(yīng)堆芯的軸向功率分布一般由專門的軸向一維計算軟件，如ESPADON等來獲得一般取1~2cm高度的軸向網(wǎng)格。92軸向功率分布BLXHFPAROAO=8.8%93軸向功率分布EOLHFPAROAO=-3.6%94卸出燃料的核素和質(zhì)量平衡由APOLLO2-F等組件計算軟件可計算出不同類型燃料組件其U235/U238等重同位素成分隨組件燃耗的變化規(guī)律由SMART等堆芯計算軟件可計算獲得堆芯內(nèi)三維的燃耗分布利用上述結(jié)果就可插值計算出堆芯壽期末各種重同位素的含量。初始每頓鈾的同位素產(chǎn)量(kg)初始每頓鈾的同位素消耗量(kg)95堆芯功率能力分析堆芯功率能力驗證分析是壓水堆核電廠堆芯核設(shè)計的重要內(nèi)容之一主要包括模擬反應(yīng)堆在一、二類工況下堆芯可能出現(xiàn)的功率分布，并對所模擬的功率分布進(jìn)行分析。對一類工況而言，分析的結(jié)果用于對反應(yīng)堆運行圖的驗證，以確認(rèn)已有的運行圖是否適用于特定的換料堆芯對二類工況而言，功率能力分析的內(nèi)容一方面是對燃料熔化的線功率密度保護(hù)(OPT)定值進(jìn)行驗證，另一方面是對防止堆芯發(fā)生DNB的保護(hù)(OTT)定值進(jìn)行驗證，二類工況的驗證結(jié)果將確認(rèn)堆芯保護(hù)函數(shù)對換料堆芯的適用性。96堆芯功率能力分析通常采用綜合法進(jìn)行一類工況LOCA裕量和DNBR裕量分析及二類工況OPT和OTT保護(hù)定值驗證所謂綜合法就是將最不利的堆芯軸向功率分布和徑向功率分布疊加在一起加以考慮的方法，是一種保守的方法。徑向功率分布主要由堆芯裝載方案決定，因此相對固定，且較容易確定其上限限值；軸向功率分布由于受功率水平、氙分布、燃耗尤其是控制棒提插等因素的影響，從理論上說可以有無窮多的分布。因此，堆芯功率能力分析的基礎(chǔ)就是產(chǎn)生足夠數(shù)量具有代表性的堆芯軸向功率分布。97LOCA限值98運行圖區(qū)域I為正常運行區(qū)域，功率補償棒要插到刻度曲線位置上，或者在刻度曲線位置與完全抽出位置之間某一處位置上。區(qū)域II用于所有控制棒抽出堆外的運行狀態(tài)下。99LOCA限值的驗證100燃料熔化限值的驗證101為了確保溫度調(diào)節(jié)棒組R具有足夠的反應(yīng)性引入能力，以滿足補償堆芯反應(yīng)性擾動的要求，并盡可能使軸向功率分布平坦，需要確定調(diào)節(jié)棒組R的最小插入深度（即咬量）。在設(shè)計咬量位置處，溫度調(diào)節(jié)棒組R具有2.5pcm/步的微分價值，對應(yīng)的積分價值小于100pcm。這樣可以滿足上述機動性要求，同時對軸向功率分布的擾動也能滿足設(shè)計限值要求。核設(shè)計計算給出棒組R的咬量位置隨堆芯燃耗的變化關(guān)系?？刂瓢粢Я?02R棒插入限值堆芯運行中還要限制棒組R的最大插入深度，以滿足下述要求：—停堆裕量；—彈棒事故安全準(zhǔn)則；—核焓升因子FH<1.55[1+0.3(1-Pr)]（0≤Pr≤1）FH≤1.55（Pr＞1）基于上述要求，可以確定溫度調(diào)節(jié)棒組插入限值隨功率水平和燃耗的變化關(guān)系。溫度調(diào)節(jié)棒組R的插入限值對應(yīng)的負(fù)反應(yīng)性引入為500pcm。在反應(yīng)堆控制中，當(dāng)溫度調(diào)節(jié)棒組插入深度接近其限值時，將觸發(fā)報警系統(tǒng)。在低-低限上方10步再設(shè)置低限，作為提醒電廠運行人員的預(yù)報警線。

控制棒插入極限103反應(yīng)性系數(shù)與反應(yīng)堆的安全有著密切的關(guān)系。在反應(yīng)堆正常運行工況及事故瞬態(tài)下，它起著反應(yīng)性隨外界條件和反應(yīng)堆狀態(tài)變化的動態(tài)反饋作用。由于電廠運行條件的變化，例如：反應(yīng)堆功率、慢化劑溫度、燃料芯塊溫度以及反應(yīng)堆壓力和慢化劑空泡份額等變化，反應(yīng)性系數(shù)對這些變化產(chǎn)生反饋，改變中子的增殖系數(shù)Keff，使反應(yīng)堆的反應(yīng)性發(fā)生變化。反應(yīng)性系數(shù)104慢化劑溫度系數(shù)（pcm/℃）慢化劑溫度系數(shù)定義為慢化劑平均溫度每變化1℃引起的堆芯反應(yīng)性變化。Doppler功率系數(shù)（pcm/%NP）Doppler功率系數(shù)定義為功率每變化額定功率的1%時由于Doppler效應(yīng)引起的反應(yīng)性變化。功率系數(shù)（pcm/%NP）功率系數(shù)定義為堆芯功率每變化額定功率的1%由慢化劑和燃料溫度效應(yīng)共同引起的反應(yīng)性變化。硼微分價值（pcm/ppm）硼微分價值定義為堆芯單位硼濃度變化引起的反應(yīng)性變化。反應(yīng)性系數(shù)105反應(yīng)性系數(shù)的計算以MTC的計算為例，分別計算出比當(dāng)前溫度高兩度和低兩度情況下的堆芯反應(yīng)性，就可近似獲得當(dāng)前溫度的在NDR中，所需計算的內(nèi)容有BOL/MOL/EOL不同硼濃度、不同功率水平下的MTCBOL/MOL/EOL不同硼濃度下的慢化劑溫度虧損曲線不同棒態(tài)下的MTCDoppler功率系數(shù)隨功率的變化Doppler功率虧損曲線BOL/MOL/EOL不同硼濃度下總功率系數(shù)隨功率變化曲線總功率虧損曲線（計再分布效應(yīng)/不計再分布效應(yīng)）硼微分價值(具體參見核設(shè)計報告圖5.2-5.13)106與反應(yīng)性控制有關(guān)的計算內(nèi)容包括硼降曲線硼的微分價值最小停堆硼濃度控制棒微、積分價值曲線BOL、EOL不同棒態(tài)下的堆芯功率分布停堆裕量驗證反應(yīng)性控制107這部分需要計算產(chǎn)生堆芯的點堆動力學(xué)參數(shù)不同正反應(yīng)性和負(fù)反應(yīng)性引入條件下堆芯的周期起、停堆以及不同幅度的功率變化過程中氙、釤的演變堆的動力學(xué)特性108點堆動力學(xué)參數(shù)109BOL、HZP條件下的周期與反應(yīng)性之間的關(guān)系110設(shè)計準(zhǔn)則堆芯換料設(shè)計，必須滿足有關(guān)的技術(shù)規(guī)格書、設(shè)計準(zhǔn)則和安全法規(guī)，以確保核電廠安全、可靠地運行，同時也應(yīng)考慮業(yè)主對核電廠運行經(jīng)濟(jì)性的要求。技術(shù)規(guī)格書核電廠最終安全分析報告111堆芯熱點處（總功率峰因子FQ所在的位置）的線功率密度必須小于設(shè)計值590W/cm。正常運行期間，最大相對功率分布不得超過設(shè)計的限值，該限值是軸向位置的函數(shù)，在要求與燃料最高溫度準(zhǔn)則相符的LOCA分析中要用到這一限值；反應(yīng)堆在各種功率水平下運行時，慢化劑反應(yīng)性溫度系數(shù)必須為負(fù)值或零，使反應(yīng)堆具有負(fù)反饋特性；設(shè)計準(zhǔn)則112卡棒準(zhǔn)則堆芯的裝載和反應(yīng)性控制設(shè)計要確保當(dāng)反應(yīng)性價值最大的一束棒卡在堆芯外，反應(yīng)堆在任一功率水平運行時，僅用控制棒就能實現(xiàn)熱停堆，并有足夠的停堆深度（在壽期初和壽期末，分別為1000和2000pcm），以防止發(fā)生主蒸汽管道破裂或不可控硼稀釋等事故時反應(yīng)堆停堆后重返臨界。

設(shè)計準(zhǔn)則113設(shè)計準(zhǔn)則熱流密度熱管因子和焓升熱管因子限值114RCC-P“法國壓水堆核電站系統(tǒng)設(shè)計和建造規(guī)則（1991）”HAF0300“核電廠運行規(guī)定”HAF0214“核電廠堆芯的安全設(shè)計”HAF0310“核電廠的堆芯管理和燃料裝卸”HAF0300(91)-1“核電廠換料、檢修和事故停堆管理”EJ318-92“壓水堆核電廠反應(yīng)堆核設(shè)計準(zhǔn)則”法規(guī)、導(dǎo)則及準(zhǔn)則115第三部分堆芯核設(shè)計軟件與方法116堆芯分析計算的復(fù)雜性117堆內(nèi)分析計算的復(fù)雜性空間157盒組件每個組件264根燃料棒、24根控制棒導(dǎo)向管、1根儀表管控制棒、可燃毒物等的非均勻布置上下管座、定位隔架、圍板幾何形狀的復(fù)雜性能量中子能量跨越6~7個量級各核素截面隨中子能量復(fù)雜的變化關(guān)系，尤其是中能區(qū)重核的截面呈現(xiàn)出強烈的共振現(xiàn)象堆內(nèi)各局部位置復(fù)雜的反饋：功率、溫度、密度、氙、燃耗等即使如今的計算機技術(shù)已經(jīng)相當(dāng)發(fā)達(dá)，但要在目前的工程實際中開展以燃料棒為單位的分析計算仍然是不現(xiàn)實的。118119120輕水堆靜態(tài)堆芯物理分析方法的演變第一代第二代第三代綜合法棒功率計算2D＋1D空間網(wǎng)格寬度徑向：～1cm軸向：～6cm能群數(shù)兩群理論框架擴(kuò)散理論計算方法差分計算平臺小型機恢復(fù)法棒功率計算從全堆3D粗網(wǎng)計算結(jié)果中重建空間網(wǎng)格寬度徑向：～10cm軸向：～20cm能群數(shù)兩群理論框架擴(kuò)散理論計算方法節(jié)塊法計算平臺工作站、PC直接法棒功率計算直接3Dpin-by-pin計算121堆芯分析計算流程示意圖

燃料組件計算程序系統(tǒng)堆芯計算程序系統(tǒng)截面處理接口程序堆芯擴(kuò)散臨界計算熱工水力計算臨界搜索（調(diào)硼，調(diào)棒）各組件燃耗深度（Bi）壽期末？否T,φ,keffkeff(B),經(jīng)濟(jì)、安全分析是BiCB多群常數(shù)庫ε，堆芯幾何、材料成份柵元計算組件計算燃耗計算各種類型組件在不同燃耗和工況下的雙群截面數(shù)據(jù)122國內(nèi)外現(xiàn)狀國外美國西屋:APA程序系統(tǒng)STUSVIK:CASMO/SIMULATE程序系統(tǒng)法國SCIENCE（APOLLO/SMART）程序系統(tǒng)整體上說，目前幾大輕水堆技術(shù)供應(yīng)商所使用的堆芯分析軟件都屬于第二代分析方法的范疇。目前西屋、三菱及法瑪通等都在投入研發(fā)第三代堆芯分析方法。國內(nèi)123用于大亞灣和嶺澳的堆芯核設(shè)計軟件：INCORE程序包SCIENCE程序包計算機軟件124INCORE程序包BORIS核電廠CEDRICEDITIONVOYANTECETACECELTESTRATOSARMELARAMISCYCLOPECOSTARPUCEEFFDIFFCALECHEAUTOGENCOROLLETRISTANFLICAPEPSICOMBATTHEMISMARSOINULYSSENARVALCINEMA熱工水力和事故分析中子學(xué)計算堆芯測量數(shù)據(jù)處理ESPADON125ARMEL柵元能譜-燃耗程序。計算各種類型柵元的中子能譜，用計算求得的能譜加權(quán)處理多群截面，生成少群截面。該程序在各燃耗步計算核密度隨時間的變化，程序中所用的微觀截面從ENDF/B庫中得到。熱群（0.625eV以下）分172群，快群分54群。126它計算強吸收體柵元（如控制棒）的中子能譜，用計算求得的能譜加權(quán)處理多群截面，生成強吸收體柵元的少群截面。和ARMEL不同的是熱中子能譜計算分30群，空間非均勻效應(yīng)采用碰撞幾率輸運模型。此外，該程序包含了一維擴(kuò)散模型，用來調(diào)整宏觀截面參數(shù)，使擴(kuò)散方法計算的反應(yīng)率和輸運理論結(jié)果等效。ARAMIS127它是二維二群穩(wěn)態(tài)擴(kuò)散燃耗程序。能處理X-Y或R-Z幾何，網(wǎng)點數(shù)可達(dá)160000個。它能處理水溫度、Doppler、氙和釤等非線性反饋效應(yīng)。該程序具有處理1/1、1/2、1/4或1/8堆芯的能力，能處理的邊界條件有全反射、零流、零通量、π/2或π旋轉(zhuǎn)對稱邊界。程序具有倒換料功能，能精確地描述堆芯外圍板和反射層。NARVAL用ARMEL計算產(chǎn)生的參考狀態(tài)（平均水溫度下、平均功率、平衡氙）下的二群宏觀截面庫進(jìn)行“宏觀”燃料燃耗。NARVAL128NARVAL程序計算給出各節(jié)點的通量、功率、碘、氙和水密度的分布和堆芯Keff。通過對各節(jié)點參數(shù)與參考狀態(tài)的差別進(jìn)行反饋修正，給出各節(jié)點的二群截面。橫向泄漏則由組件橫向曲率來表示。此外，該程序能自動進(jìn)行臨界硼濃度搜索，利用程序的反饋功能計算慢化劑溫度系數(shù)、Doppler系數(shù)或功率系數(shù)，以及堆芯徑向或軸向的穩(wěn)定性。該程序還可以利用INCORE程序包中的處理程序COROLLE，將計算區(qū)域（1/8、1/4、1/2）轉(zhuǎn)換成（1/4、1/2、1/1）區(qū)域，以滿足非對稱性的計算，如卡棒或落棒計算等。NARVAL129它是一維二群穩(wěn)態(tài)擴(kuò)散燃耗程序。處理軸向幾何，節(jié)點數(shù)可達(dá)100個。它能處理水溫度、Doppler、氙和釤等非線性反饋效應(yīng)和控制棒等效毒物截面。該程序能夠?qū)ε饾舛?、控制棒位、功率水平等參?shù)進(jìn)行臨界搜索，還能搜索給定的軸向功率偏移及臨界軸向功率偏移。此外還能對硼稀釋能力進(jìn)行控制。該程序包含了許多自動處理過程，例如微分和積分棒價值、控制棒插入限值、蠅跡圖的生成、各種運行模式下軸向功率偏移控制的負(fù)荷跟蹤以及非正常工況和運行錯誤的模擬分析等。ESPADON130CYCLOPECYCLOPE為多循環(huán)燃料管理計算程序。它采用直接循環(huán)方法，快速計算多個燃料循環(huán)的燃耗特性。該程序采用由ARMEL程序計算提供的以燃耗和富集度為變量的二元本征值函數(shù)表，使用此表由該程序計算確定循環(huán)長度、卸料比燃耗和裝料的富集度。它計算的最多循環(huán)數(shù)為20，富集度分區(qū)最多為10個，每個循環(huán)可提供3種新料。該程序還能直接確定平衡循環(huán)，允許對待求參數(shù)做各種搜索計算。131綜合法（1D+2D）計算程序，它采用一維（ESPADON）計算得到的軸向功率分布與二維（NARVAL）計算得到的徑向功率峰因子綜合，用于進(jìn)行堆芯核焓升因子（FH）、熱通道因子（FQ）。該程序主要用于堆芯功率能力及一些反應(yīng)性事故分析。COSTAR132SCIENCE程序包APOLLO2-FSMARTSQUALE計算機軟件133APOLLO2-F程序采用碰撞幾率方法進(jìn)行組件輸運計算。對于一個燃料組件，該程序求解99群輸運方程，并為SMART程序提供兩群均勻化的截面。采用6群均勻化的二維耦合計算模型及多柵元計算，可在計算精度和計算費用之間找到最佳平衡點，該程序所具有的輸運和輸運等效特性可以確保耦合模型的正確性。計算機軟件134APOLLO2-F（續(xù)）利用該程序還可以對具有不同邊界條件和不同幾何對稱性的堆芯組件（1/8堆芯、1/4堆芯）進(jìn)行計算。采用臨界曲率搜索來進(jìn)行通量計算。具有燃料元件的燃耗計算功能。利用SN方法（離散坐標(biāo)法）計算徑向和軸向反射層常數(shù)。計算機軟件135SMART三維兩群堆芯擴(kuò)散-燃耗計算程序，采用先進(jìn)節(jié)塊技術(shù)，可以對所有類型的壓水堆進(jìn)行穩(wěn)態(tài)和瞬態(tài)工況