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42010-1-27什么叫反应堆物理？• 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、反射层反应堆原理结构示意图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、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。62010-1-27什么叫反应堆物理？• 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？• 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 50~70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 • 随着计算机软硬件的飞速发展，MC程序 在堆芯燃耗计算中也得到了应用。– 开发带燃耗计算功能的MC程序。 – 开发MC程序和燃耗计算程序的耦合程序。 – 我国原子能院、九院等 单位也在积极开展相 关的研究开发。372010-1-27MC方法应用新趋向• 尽管如此，MC方法并不是万能灵丹妙 药，在使用MC方法时要“扬长避短”，应 与传统方法结合使用，取长补短，尤其 要注意以下问题：382010-1-27MC方法应用新趋向– 相比较而言，MC方法更适用于计算系统集总量 （如Keff ），用于计算局部量(中子注量率、功 率、发热、剂量等）需要注意其计算误差。• 因为MC方法的计算误差是在一定置信水平下估计得 到的，它的误差具有概率性，而不是一般概念下的误 差。 • MC 方 法 计 算 截 断 完 全 取 决 于 取 样 数 （ 跟 踪 粒 子数），可能由于样本数不足，计算结束得到的物理量 不一定正确。 • 跟踪粒子数是关键392010-1-27MC方法应用新趋向• MC方法用于计算多体松散耦合系统、深穿透 问题的临界性时，需要注意结果的正确性。– 如核电站的乏燃料储存，燃料浓缩过程生产线 管道交叉、并行，核材料的贮存、运输，后处 理设备间的设备布置等均涉及到多体核系统相 互作用的问题。确定论程序基本不适用，MC方 法用于计算这种松散耦合系统时收敛性很差， 甚至出现假收敛和低估有效增殖系数的问题， 得出错误的信息。402010-1-27MC方法应用新趋向– 对于这种大系统小概率事件计算问题（一般 来说系统大小与粒子平均自由程可比时，10 个平均自由程），MC方法计算结果较为满 意。 – 对于深穿透问题，可以采用分步计算方式， 以保证每步计算问题满足MC方法的要求。 – 实验与理论相结合，适当开展模拟实验，通 过实验完善理论模型。412010-1-27反应性测量和核电站启动优化技术422010-1-27核电站启动优化技术• 物理启动试验(逼近临 界试验、零功率物理 试验和升功率物理试 验阶段)是核电厂装换 料大修工作中的一项 大型的、综合性的试 验，是核电厂正常运 行的关键路径。432010-1-27核电站启动优化技术• 核发达国家，如美国、法国、日本等，均采 用了先进的换料启动实验方法，大大地缩短 了换料启动时间，产生了巨大的经济效益。 • 我国各核电业主也逐渐开始关注此技术，也 引进了一些先进测量系统和物理启动技术， 但至今一直未投入使用，仍用传统的物理启 动方法。442010-1-27核电站启动优化技术• 尤其是无源启动技术，如启动时间与有源启动 可比，可有效提高核电运行经济性，深得各核 电业主的偏爱– 可以省去昂贵的中子源组件 – 代之以燃料组件出力 – 无外加中子源，堆芯功率分布平坦 – 无外源扰动小，反应性测量准确452010-1-27核电站启动优化技术• 但无源启动同时也对反应性测量提出了更高的 要求。 – 在深次临界，乏燃料自发源强较弱，中子探 测器无法探测造成监测“盲区”，导致启动时 间较长，严重影响了核电的经济性462010-1-27田湾核电站无源启动程序和时间分布大流量稀 释时间短硼酸均匀 浓度变化 不大 小流量稀 释时间长472010-1-27核电站启动优化技术堆芯反应性是换料物理启动的核心监测参数； 提高反应性测量灵敏度和精度可缩短启动时间 和提高运行监测水平，增加启动安全性，从而 提高核电的经济性。 研制高灵敏度、高效率先进的数字化反应性监 测系统，从而提高可监测下限，缩短监测“盲 区”。482010-1-27核电站启动优化技术 • 需要计算分析高燃耗下，乏燃料自发源 强的分布，同时增补核截面数据库的核 素种类，并考虑各种核素的核反应、裂 变、衰变等对中子源强的贡献。在掌握 了自发源强的分布情况下，合理布置探 测器，提高探测效率，以缩短可监测盲 区。492010-1-27乏燃料密集储存及燃耗信任制技术502010-1-27燃耗信任制技术• 随着核电的发展，世界范围内乏燃料正在以每 年10000tU的速度增加，不少国家的核电站乏 燃料贮存池已经存满。据IAEA统计，截至2000 年世界上乏燃料已超过200000tU。由于燃耗信 任制技术能够带来处理能力和经济效益的显著 提高，并且已经在许多国家如美国、法国、德 国、俄罗斯、西班牙等国得到不同程度地成功 应用 。512010-1-27燃耗信任制技术乏燃料密集排布 提高运输和贮存 的经济性和安全 性； 提高初始富集度 容量提高30％～ 100％； 公路运输每盒乏 燃料组件能够节 省1万多美元。522010-1-27燃耗信任制技术• 我国现有的乏燃料贮存设施同样存在着不采用 该技术便无法应用的困难境地。当核电站提高 初始富集度后，某些针对原初始富集度进行设 计的乏燃料贮存池，将无法接收提高初始富集 度后的核电站等运来的乏燃料，这将使核电站 卸出的乏燃料无法贮存在该贮存池中。不采用 “燃耗信任制”技术该问题无法解决。532010-1-27燃耗信任制技术 • 鉴于国内现有核电站就地贮存池无法满 足乏燃料贮存的现状以及中国经济快速 发展带来的对核电的极大需求，开展核 电站乏燃料密集贮存核临界安全技术研 究是极其必要的。542010-1-27燃耗信任制技术• 尽管乏燃料经堆内的燃耗和停堆后的衰 变，但传统上对其核临界安全要求仍然 按照新燃料看待，即所谓的“新燃料假 设”，也就是不考虑由于燃料的燃耗和衰 变而带来的乏燃料中实际成份的变化， 这种处理方法尽管简化了对操作设施的 核临界安全分析，但却带来了巨大的保 守性。552010-1-27燃耗信任制技术 • 由于采用“新燃料假设”，使得乏燃料的 贮存过程中，贮存容量受到限制，必须 采取扩建容量、增加临界安全控制手段 等措施，造成资源的不必要的额外负担。 随着目前燃料燃耗的进一步加深和初始 富集度逐渐提高的趋势，这种问题更加 突出。562010-1-27燃耗信任制技术572010-1-27燃耗信任制技术• 燃耗信任制技术应用四个等级–净可裂变同位素水平 –锕系核素水平 –锕系核素+裂变产物水平 –总的可燃吸收剂水平582010-1-27燃耗信任制技术• 需要开展基于不同应用水平实验和理论 分析，制订燃耗信任制技术应用标准、 安全法规和操作规程，以确保核燃料循 环后端的核临界安全，达到有效管理乏 燃料的目的。592010-1-27化学分析 同位素验证新UO2实验乏燃料实验同位素偏倚 和不确定度Keff偏倚和 不确定度临界验证同位素 校正因子安全限值新燃料 特性燃耗 分析乏 燃料临界 分析Keff≤限值装载 曲线记录 验证实施 装载 分析硼浓度 燃料温度 功率 运行历史 慢化剂温度 冷却时间限制 条件灵敏度 分析组件设计 初始富集度 燃耗 冷却时间 装载准则 60 实施和控制分析与模型参数2010-1-27研究试验堆与反应堆物理 • 核能发展研究实验堆先行，研究实验堆 是开展核基础科学研究重要的必不可少 的平台– 根据IAEA2009年4月的统计结果，迄今为止 世界上的研究堆共有665座。 – 665座研究堆共分布在69个国家和地区。其 中，美国227座，俄罗斯97座，德国46座， 中国18座。现役研究堆中，美国40座，俄罗 斯50座，中国17座，日本15座，法国13座， 德国11座。612010-1-27研究试验堆与反应堆物理Steady thermal power (MW) 5000 4500 4000 3500 3000 2500 2000 1500 1000 500 0 150 36 1236 162 2518Steady thermal power No of reactorsNumber of reators 358 375 4148 4550 3316 362 343 3143891 3749 271 242 2422433080 2881 2901 2890 400 350 300 250 200 150 100 50 03071955 1960 1965 1970 1975 1980 1985 1990 1995 2000 2005 2009Year World Nuclear Growth:Numberof Research reactors and their steady thermal power622010-1-27研究试验堆与反应堆物理N u m b er of re acto rs18 16 14 12 10 8 6 4 2 0 0 5 10 15A ge: 70% have > 30 y[***********]Y ears of op eration A 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研究试验堆与反应堆物理 • 过去已经如此，建了一批研究实验堆– 发展初期，“一堆一器”，跨入原子能时代的 标志 – 低潮时期，快堆、高温气冷堆、低温供热堆、 脉冲堆等• 中国现在尤其需要，核能大发展，而且 各种新堆型都有，与核能大发展不相适 应（因为核技术比较敏感，不一定能引 进）642010-1-27堆名 重水研究堆 200号游泳池堆 49-2游泳池堆 重水零功率装置 快中子零功率装置 高通量工程试验堆零功率装置 300号游泳池堆 高通量工程试验堆 原子能院微堆 深圳微堆 山东微堆 低温供热堆 脉冲堆 岷江试验堆 上海微堆 高温气冷堆 中国实验快堆 中国先进研究堆堆功率/kW15,000 1,000 3,500 0 0.05 0 3,000 125,000 27 30 33 5,000 1,000 5,000 30 10,000 65,000 60,000现状在役 在役 在役 关闭 在役 在役 在役 在役 在役 在役 在役 在役 在役 在役 在役 在役 在建 在建首次临界时间1958/9/1 1964/10/1 1964/12/20 1966/1/1 1970/6/29 1979/6/20 1979/6/28 1979/12/27 1984/3/10 1988/11/1 1989/5/1 1989/11/3 1990/8/1 1991/3/2 1991/12/18 2000/12/21652010-1-27研究实验堆与反应堆物理研究 • 要有效开展反应堆物理研究，需充分利 用在役及即将建成研究实验堆 • 不断出现新堆型，尽早部署建设新型的 研究实验堆。662010-1-27结束语• 核裂变反应堆物理基础理论发展较早且 已成熟，但核反应堆物理研究者们针对 实际反应堆工程，本着不断提高核能利 用的安全性和经济的宗旨，持续不断地 完善和改进反应堆分析计算方法和理论 及实验反应堆技术。672010-1-27结束语 • 反应堆物理研究是核反应堆科技的核心 和龙头老大，需要我们急起直追为今天 我国核能利用大发展作出一份贡献。682010-1-27中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所 柯国土：010-69357318，[email protected]
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42010-1-27什么叫反应堆物理？• 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、反射层反应堆原理结构示意图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、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。62010-1-27什么叫反应堆物理？• 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？• 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 50~70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 • 随着计算机软硬件的飞速发展，MC程序 在堆芯燃耗计算中也得到了应用。– 开发带燃耗计算功能的MC程序。 – 开发MC程序和燃耗计算程序的耦合程序。 – 我国原子能院、九院等 单位也在积极开展相 关的研究开发。372010-1-27MC方法应用新趋向• 尽管如此，MC方法并不是万能灵丹妙 药，在使用MC方法时要“扬长避短”，应 与传统方法结合使用，取长补短，尤其 要注意以下问题：382010-1-27MC方法应用新趋向– 相比较而言，MC方法更适用于计算系统集总量 （如Keff ），用于计算局部量(中子注量率、功 率、发热、剂量等）需要注意其计算误差。• 因为MC方法的计算误差是在一定置信水平下估计得 到的，它的误差具有概率性，而不是一般概念下的误 差。 • MC 方 法 计 算 截 断 完 全 取 决 于 取 样 数 （ 跟 踪 粒 子数），可能由于样本数不足，计算结束得到的物理量 不一定正确。 • 跟踪粒子数是关键392010-1-27MC方法应用新趋向• MC方法用于计算多体松散耦合系统、深穿透 问题的临界性时，需要注意结果的正确性。– 如核电站的乏燃料储存，燃料浓缩过程生产线 管道交叉、并行，核材料的贮存、运输，后处 理设备间的设备布置等均涉及到多体核系统相 互作用的问题。确定论程序基本不适用，MC方 法用于计算这种松散耦合系统时收敛性很差， 甚至出现假收敛和低估有效增殖系数的问题， 得出错误的信息。402010-1-27MC方法应用新趋向– 对于这种大系统小概率事件计算问题（一般 来说系统大小与粒子平均自由程可比时，10 个平均自由程），MC方法计算结果较为满 意。 – 对于深穿透问题，可以采用分步计算方式， 以保证每步计算问题满足MC方法的要求。 – 实验与理论相结合，适当开展模拟实验，通 过实验完善理论模型。412010-1-27反应性测量和核电站启动优化技术422010-1-27核电站启动优化技术• 物理启动试验(逼近临 界试验、零功率物理 试验和升功率物理试 验阶段)是核电厂装换 料大修工作中的一项 大型的、综合性的试 验，是核电厂正常运 行的关键路径。432010-1-27核电站启动优化技术• 核发达国家，如美国、法国、日本等，均采 用了先进的换料启动实验方法，大大地缩短 了换料启动时间，产生了巨大的经济效益。 • 我国各核电业主也逐渐开始关注此技术，也 引进了一些先进测量系统和物理启动技术， 但至今一直未投入使用，仍用传统的物理启 动方法。442010-1-27核电站启动优化技术• 尤其是无源启动技术，如启动时间与有源启动 可比，可有效提高核电运行经济性，深得各核 电业主的偏爱– 可以省去昂贵的中子源组件 – 代之以燃料组件出力 – 无外加中子源，堆芯功率分布平坦 – 无外源扰动小，反应性测量准确452010-1-27核电站启动优化技术• 但无源启动同时也对反应性测量提出了更高的 要求。 – 在深次临界，乏燃料自发源强较弱，中子探 测器无法探测造成监测“盲区”，导致启动时 间较长，严重影响了核电的经济性462010-1-27田湾核电站无源启动程序和时间分布大流量稀 释时间短硼酸均匀 浓度变化 不大 小流量稀 释时间长472010-1-27核电站启动优化技术堆芯反应性是换料物理启动的核心监测参数； 提高反应性测量灵敏度和精度可缩短启动时间 和提高运行监测水平，增加启动安全性，从而 提高核电的经济性。 研制高灵敏度、高效率先进的数字化反应性监 测系统，从而提高可监测下限，缩短监测“盲 区”。482010-1-27核电站启动优化技术 • 需要计算分析高燃耗下，乏燃料自发源 强的分布，同时增补核截面数据库的核 素种类，并考虑各种核素的核反应、裂 变、衰变等对中子源强的贡献。在掌握 了自发源强的分布情况下，合理布置探 测器，提高探测效率，以缩短可监测盲 区。492010-1-27乏燃料密集储存及燃耗信任制技术502010-1-27燃耗信任制技术• 随着核电的发展，世界范围内乏燃料正在以每 年10000tU的速度增加，不少国家的核电站乏 燃料贮存池已经存满。据IAEA统计，截至2000 年世界上乏燃料已超过200000tU。由于燃耗信 任制技术能够带来处理能力和经济效益的显著 提高，并且已经在许多国家如美国、法国、德 国、俄罗斯、西班牙等国得到不同程度地成功 应用 。512010-1-27燃耗信任制技术乏燃料密集排布 提高运输和贮存 的经济性和安全 性； 提高初始富集度 容量提高30％～ 100％； 公路运输每盒乏 燃料组件能够节 省1万多美元。522010-1-27燃耗信任制技术• 我国现有的乏燃料贮存设施同样存在着不采用 该技术便无法应用的困难境地。当核电站提高 初始富集度后，某些针对原初始富集度进行设 计的乏燃料贮存池，将无法接收提高初始富集 度后的核电站等运来的乏燃料，这将使核电站 卸出的乏燃料无法贮存在该贮存池中。不采用 “燃耗信任制”技术该问题无法解决。532010-1-27燃耗信任制技术 • 鉴于国内现有核电站就地贮存池无法满 足乏燃料贮存的现状以及中国经济快速 发展带来的对核电的极大需求，开展核 电站乏燃料密集贮存核临界安全技术研 究是极其必要的。542010-1-27燃耗信任制技术• 尽管乏燃料经堆内的燃耗和停堆后的衰 变，但传统上对其核临界安全要求仍然 按照新燃料看待，即所谓的“新燃料假 设”，也就是不考虑由于燃料的燃耗和衰 变而带来的乏燃料中实际成份的变化， 这种处理方法尽管简化了对操作设施的 核临界安全分析，但却带来了巨大的保 守性。552010-1-27燃耗信任制技术 • 由于采用“新燃料假设”，使得乏燃料的 贮存过程中，贮存容量受到限制，必须 采取扩建容量、增加临界安全控制手段 等措施，造成资源的不必要的额外负担。 随着目前燃料燃耗的进一步加深和初始 富集度逐渐提高的趋势，这种问题更加 突出。562010-1-27燃耗信任制技术572010-1-27燃耗信任制技术• 燃耗信任制技术应用四个等级–净可裂变同位素水平 –锕系核素水平 –锕系核素+裂变产物水平 –总的可燃吸收剂水平582010-1-27燃耗信任制技术• 需要开展基于不同应用水平实验和理论 分析，制订燃耗信任制技术应用标准、 安全法规和操作规程，以确保核燃料循 环后端的核临界安全，达到有效管理乏 燃料的目的。592010-1-27化学分析 同位素验证新UO2实验乏燃料实验同位素偏倚 和不确定度Keff偏倚和 不确定度临界验证同位素 校正因子安全限值新燃料 特性燃耗 分析乏 燃料临界 分析Keff≤限值装载 曲线记录 验证实施 装载 分析硼浓度 燃料温度 功率 运行历史 慢化剂温度 冷却时间限制 条件灵敏度 分析组件设计 初始富集度 燃耗 冷却时间 装载准则 60 实施和控制分析与模型参数2010-1-27研究试验堆与反应堆物理 • 核能发展研究实验堆先行，研究实验堆 是开展核基础科学研究重要的必不可少 的平台– 根据IAEA2009年4月的统计结果，迄今为止 世界上的研究堆共有665座。 – 665座研究堆共分布在69个国家和地区。其 中，美国227座，俄罗斯97座，德国46座， 中国18座。现役研究堆中，美国40座，俄罗 斯50座，中国17座，日本15座，法国13座， 德国11座。612010-1-27研究试验堆与反应堆物理Steady thermal power (MW) 5000 4500 4000 3500 3000 2500 2000 1500 1000 500 0 150 36 1236 162 2518Steady thermal power No of reactorsNumber of reators 358 375 4148 4550 3316 362 343 3143891 3749 271 242 2422433080 2881 2901 2890 400 350 300 250 200 150 100 50 03071955 1960 1965 1970 1975 1980 1985 1990 1995 2000 2005 2009Year World Nuclear Growth:Numberof Research reactors and their steady thermal power622010-1-27研究试验堆与反应堆物理N u m b er of re acto rs18 16 14 12 10 8 6 4 2 0 0 5 10 15A ge: 70% have > 30 y[***********]Y ears of op eration A 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研究试验堆与反应堆物理 • 过去已经如此，建了一批研究实验堆– 发展初期，“一堆一器”，跨入原子能时代的 标志 – 低潮时期，快堆、高温气冷堆、低温供热堆、 脉冲堆等• 中国现在尤其需要，核能大发展，而且 各种新堆型都有，与核能大发展不相适 应（因为核技术比较敏感，不一定能引 进）642010-1-27堆名 重水研究堆 200号游泳池堆 49-2游泳池堆 重水零功率装置 快中子零功率装置 高通量工程试验堆零功率装置 300号游泳池堆 高通量工程试验堆 原子能院微堆 深圳微堆 山东微堆 低温供热堆 脉冲堆 岷江试验堆 上海微堆 高温气冷堆 中国实验快堆 中国先进研究堆堆功率/kW15,000 1,000 3,500 0 0.05 0 3,000 125,000 27 30 33 5,000 1,000 5,000 30 10,000 65,000 60,000现状在役 在役 在役 关闭 在役 在役 在役 在役 在役 在役 在役 在役 在役 在役 在役 在役 在建 在建首次临界时间1958/9/1 1964/10/1 1964/12/20 1966/1/1 1970/6/29 1979/6/20 1979/6/28 1979/12/27 1984/3/10 1988/11/1 1989/5/1 1989/11/3 1990/8/1 1991/3/2 1991/12/18 2000/12/21652010-1-27研究实验堆与反应堆物理研究 • 要有效开展反应堆物理研究，需充分利 用在役及即将建成研究实验堆 • 不断出现新堆型，尽早部署建设新型的 研究实验堆。662010-1-27结束语• 核裂变反应堆物理基础理论发展较早且 已成熟，但核反应堆物理研究者们针对 实际反应堆工程，本着不断提高核能利 用的安全性和经济的宗旨，持续不断地 完善和改进反应堆分析计算方法和理论 及实验反应堆技术。672010-1-27结束语 • 反应堆物理研究是核反应堆科技的核心 和龙头老大，需要我们急起直追为今天 我国核能利用大发展作出一份贡献。682010-1-27中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所 柯国土：010-69357318，[email protected]