当今研究几个热点问题

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1、中国原子能科学研究院2010年1月12010-1-27目录 裂变反应堆物理研究的基本情况 新一代轻水堆物理数值计算理论和方法（NGM) MC方法在核设计中应用的新趋势 反应性测量与核电站换料启动技术 乏燃料密集储存与燃耗信任制技术 研究实验堆与反应堆物理研究 结束语22010-1-27引言 核能的发展和和平利用是20世纪科技史上最杰出的成就之一，是人类征服自然过程中的一项重大突破，对人类社会的可持续发展产生了深远的影响。 今天人类已拥有大规模利用核能的能力，核电站的发展相当迅速，已被公认为一种经济、安全、可靠、干净、可持续发展的能源。核能将继续扮演越来越重要的角色。32010-1-27目的42

2、010-1-27什么叫反应堆物理？ 核反应堆-用来启动、维持和控制自持链式反应的装置。因最初的链式反应装置用石墨砖作为慢化剂堆砌而成而得名（Pile)。 后虽采用水或重水为慢化剂甚至无慢化剂，然 一直沿用这个名称（如快堆、聚变堆）。意思 是核反应器（Reactor），也有称核反应炉。 广义上讲，应包括裂变堆、聚变堆和裂变聚变 混合堆。但目前一般指裂变堆。52010-1-27核反应堆的结构及组成1、燃料及燃料组件2、慢化剂3、冷却剂4、控制棒及驱动机构5、其它组件，可燃毒物、中子源、阻力塞组件等6、反射层7、压力容器及堆内构件8、辐射屏蔽9、中子通量及其它参量的测量仪器大部分反应堆将燃料、冷却剂

3、、慢化剂布置成非均匀，称为栅格。反射层以内称为堆芯或活性区。6反应堆原理结构示意图2010-1-27什么叫反应堆物理？ 中子物理性能是反应堆最主要的性能之一。若堆内中子链式反应不能自持，它就完全不能工作，也就不成其为反应堆。研究反应堆中子物理性能的科学称为反应堆物理。72010-1-27什么叫反应堆物理？ 堆物理在反应堆科技领域中有重要的地位，它与反应堆燃料元件、热工水力、机械结构、控制等共同构成反应堆科学技术体系。有人说，反应堆物理设计是反应堆工程设计的核心。 反应堆物理研究和设计的本质就是探索中子在堆内和核燃料循环装置中的分布规律，如临界特性、中子注量率分布、功率分布及随时间变化特性等，从

4、而获得核能利用更好的经济性和更高的安全性。82010-1-27什么叫反应堆物理？ 反应堆物理研究贯穿整个反应堆工程项目的始 终，从概念设计、方案设计，到工程设计（分 初步设计和施工设计），到调试运行，直至卸 料。概念设计、方案比较阶段，堆的临界质量、反应性、 燃耗等物理性能与堆的燃料元件、结构材料、堆芯 布置、堆的热工水力参数、屏蔽和控制性能等都有 密切的关系，因此，堆物理研究起着关键作用。92010-1-27什么叫反应堆物理？ 工程设计阶段，同样需要先确定堆物理参数（临界 参数、功率分布、动态参数、控制特性、屏蔽性 能），随后才能进行热工水力分析和安全分析，随 后才能进行机械结构设计，加工采

5、购设备。当然该 阶段我们最关心的物理参数是功率分布和中子注量 率分布。 调试运行阶段，调试运行的第一步是物理启动，首 先要对物理性能进行测量，确定各种特性，校核设 计参数，从而保证堆安全有效运行，也为优化完善 设计提高性能奠定基础。102010-1-27什么叫反应堆物理？ 运行阶段（包括启堆、停堆），燃料燃耗研究和堆动态特性研究成为重点。延长换料周期，提高平均卸料燃耗，从而降低发电成本。启堆停堆过程中堆的反应性变化等动态特性是我们应该重点关注的。 乏燃料储存、运输及后处理阶段，临界安全问题研究成为重点。112010-1-27什么叫反应堆物理？ 揭示中子分布和变化规律的数学工具就是波尔兹曼方程或

6、中子输运方程，该方程是一个线性的微分-积分方程，涉及中子的能量、位置和运动方向及时间7个自变量。 理论核反应堆物理-通过中子输运理论，使用中子与原子核相互作用微观截面，借助计算机等工具进行物理研究。 实验核反应堆物理-建立模拟实验装置对物理特性进行实际测量并对测量结果加以分析解释而进行研究。122010-1-27什么叫反应堆物理？ 自1940年费米等人建造世界上第一座反应堆开始，理论堆物理研究大致经历了两个阶段： 上世纪70年代前，扩散近似（当然，早期也经历了四因子公式、年龄近似等更简单模型），精度较差，计算速度较慢 上世纪80年代至今，随着计算机技术和数值计算方法的飞速发展，使得采用输运近似

7、称为可能，比较精确，计算速度较快。132010-1-27什么叫反应堆物理？ 实验反应堆物理研究大致也可分为两个 阶段： 上世纪70年代前，实验反应堆物理研究占主导地位阶段（相对理论研究） 微观截面数据不全（甚至保密）、计算手段落 后，精度较低，计算模型近似很多（如四因子公 式）142010-1-27什么叫反应堆物理？ 主要用于研究特殊复杂新装置阶段（新 堆型、多维时空动态问题、新燃料循环）微观数据逐渐齐全精确计算手段不断完善，精度提高比较精密的模型（多群扩散）代替了简单理 论模型（四因子、年龄近似、单群扩散、两 群扩散）理论分析通用性强，费用少，速度快152010-1-27什么叫反应堆物理？

8、实验反应堆物理研究课题（三大基本研究课题）第一类：对临界状态的研究；（临界质量、临界体积、 栅格尺寸）第二类：研究中子在堆内的空间分布（中子注量率分 布、功率分布）第三类：研究中子注量率分布随时间变化规律（反应 性、反应性温度系数、瞬发中子寿命、缓发中子有效 份额、控制棒价值、燃耗效应、中毒效应）162010-1-27什么叫反应堆物理？ 迄今为止，反应堆物理的基础理论问题 均已基本解决：微观数据及数据库已相当不错，几大主要是 数据库比较一致；基于输运理论框架的计算分析手段能满足目 前工程实际需要。除非新概念堆型，零功率实验已基本不需 要，实验测量的手段越来越先进。172010-1-27什么叫反

9、应堆物理？ 多年来，反应堆物理界研究者们主要针 对实际反应堆工程项目开展堆物理研 究，围绕着提高分析计算和测量的精度、 速度、灵敏度等，从而不断提高核能利 用的安全性和经济性182010-1-27新一代轻水堆物理数值计算理论和方法（NGM)192010-1-27NGM 自压水堆商用半个世纪以来，反应堆物理 分析方法大致可以分为两个阶段。 第一阶段：基于扩散理论的综合法,上世纪 5070年代，由于计算机硬件条件的限制和缺乏先进的数值计算方法，堆芯物理分析局限于扩散理论框架内，以均匀化的棒栅为单位，采用细网格有限差分方法求解。堆芯三维功率分布普遍采用综合法得到，即径向两维+轴向一维。第一代堆芯数值

10、计算方法和理论。202010-1-27NGM 第二阶段：基于先进均匀化理论和现代节块法。 先在输运理论框架内，独立求解各类组件的空 间能谱分布，然后再归并产生各类非均匀组件 的在不同运行工况下的均匀化参数（包括不连 续因子），常采用栅元和组件两级均匀化处理。 在此基础上再通过求解堆芯三维粗网格中子扩 散问题，获得堆芯三维节块功率分布。通过组 件内功率精细重构，获得各燃料棒内功率分布。212010-1-27222010-1-27NGM 基于上述方法而发展的核设计和燃料管理软件（称为第二代核设计方法）已广泛应用于第二代核电站中，甚至也能基本满足AP1000、EPR等第三代核电工程应用需求。但也存在

11、一些问题需要解决，除了基础截面参数需完善外，主要问题存在于均匀化参数的形成过程中。232010-1-27NGM 组件均匀化参数形成时未考虑 组件处在堆芯的实际工况（如燃耗历史效应、 换料停堆或长时间意外停堆过程核素的衰变、 及准确的温度） 组件的边界条件（采用全反射条件） 从而带来了较大误差，使得留有较大安 全裕量，影响核能的经济性。242010-1-27NGM 另外，为了展平功率，提高燃 耗，在目前的燃料组件设计日趋 复杂，几何上很能处理。 沸水堆燃料组件，除十字形控制棒、 盒式结构特征外，组件内还采用了 不同富集度、不同长度的燃料棒、 不同吸收体含量可燃读物棒、偏心 布置的中心水棒及组件盒

12、增厚的圆 角设计等。252010-1-27262010-1-27NGM 超临界水堆燃料组件更加复杂，采用多区分隔的盒式结构、水棒之间没有相互搅混、轴向冷却剂密度变化十分巨大，不仅几何处理很难，热工水力反馈局部效应十分显著，还有人提出快热谱耦合的超临界堆芯。272010-1-27 堆芯设计问题282010-1-27NGM 为此，国外核发达国家提出了新的更为 完善的堆芯核设计方法（参数形成方法）292010-1-27NGM 自2003年以来，以美国西屋公司为首， 启动美日韩三国长达10年的合作计划， 目标推出新一代核设计方法和工具软件。 我国上海交大、上海核工院、原子能院 等单位也聘任西屋公司高级

13、专家作为顾 问，有意开展新一代核设计方法的研究。302010-1-27MC方法应用新趋势312010-1-27MC方法应用新趋向 MC方法在核设计中的得到越来越多的应用 由于MC分析计算软件可以比较逼真地描述随机过程、处理任意几何、采用点截面或群截面、收敛速度与问题维数无关，而且可以同时处理多个物理量，因此，在粒子输运计算中得到广泛的应用，大有取代传统的输运-扩散核设计方法的趋势。322010-1-27MC方法应用新趋向 广泛用于堆芯临界校核计算、核燃料循 环过程临界安全计算中、屏蔽计算中， 取代或部分取代了零功率实验、临界安 全实验和屏蔽实验。（通用性强、节省 成本和时间）332010-1-27MC方法应用新趋向 在研究堆物理设计中，MC方法已成为缺一不可的有效设计手段，而不是过去仅作为校核手段。 系统规模小 实验孔道等布置导致结构复杂 运行工况复杂 束流孔道中子注量率（热中子、冷中子)342010-1-27352010-1-27MC方法应用新趋向 在特殊新型反应堆设计中成为必不可少 的设计手段 材料成份复杂（核素截面） 能谱宽 几何结构复杂新型反应堆（如星表核电站、空间电源）核燃料循环设施临界计算ADS系统散裂中子源装置362010-1-27MC方法应用新趋向