1、AP1000教材堆芯設計生產準備處 目的堆芯設計整體特點反應堆結構堆芯設計引用資料介紹AP1000核電站堆芯及堆芯設計相關知識芯-堆芯- AP1000的堆芯Advanced Passive LWR先進的非能動的輕水堆第三代核電站的概念： 相對實現了系列化和標準化的第二代技術而言具有更高的安全性和經濟性，滿足UtilityRD（美國用戶要求文件）和EUR要求的先進性機組URD對新建電站的主要要求：更大的功率（100150萬千瓦）更高的安全性更長的壽命（60年）更短的建設周期（4852個月）更好的經濟性更高的安全目標 堆芯熱工安全裕量 15%（19%） 堆芯融化概率 1.0*10E-5/堆（ 5.

2、08*10E-7/堆） 大量放射性向環境釋放概率 1.0*10E-6/堆（ 5.94*10E-8/堆） 可利用因子 87%（93%）更高的經濟目標造價大大降低約為造價大大降低約為1200美元美元/KWe （批量化（批量化后大幅降低造價）后大幅降低造價）(2200/1760)生產成本大大降低約生產成本大大降低約3.4美分美分/KWhAP1000 的堆芯保持了傳統壓水堆（314）的堆芯構造(比利時的Doel 4 和Tihange 3) ；堆芯核設計依據與第二代壓水堆基本相同；從首爐料開始就實現18 個月長燃料循環；設計方法和設計內容與第二代壓水堆相比有一定改進；達到第三代壓水堆的要求；具備不調硼負

3、荷跟隨能力。堆芯壓力容器剖面圖表示，共計42個通道MA： MSHIM 灰棒組 A MB： MSHIM 灰棒組 BMC： MSHIM 灰棒組 C MD： MSHIM 灰棒組 DM1： MSHIM 黑棒組 1 M2： MSHIM 黑棒組 2AO： A.O. 控制棒組SD1：停堆棒組1 SD2：停堆棒組2SD3：停堆棒組3 SD4：停堆棒組4反應堆堆芯由燃料組件、離散式可燃毒物組件、黑體控制棒組件（RCCA）、灰體控制棒組件（GRCA）、中子源組件構成AP1000 堆芯有157 組燃料組件（163）堆芯活性區高度為4.267m（3.55）42個堆芯測量通道69束控制棒組件燃料組件由上管座、下管座、燃

4、料棒、導向管、儀表管和定位格架組成(ROBUST，2.354.45)組件中燃料棒采用17 x 17 排列（括264 根燃料棒，24 根控制棒導向管和1 根儀表管）（311+18+1）儀表管位于中間位置，為堆芯中子通量測量和溫度測量探測器提供測量通道 導向管提供黑棒RCCA、灰棒GRCA和中子源組件、可燃毒物組件和阻力塞組件的插入通道 每個燃料組件有2個頂部和底部格架，8個中間格架，4個中間攪混格架和一個底部保護格架 初始堆芯 燃料組件內的燃料棒富集度是53x2.35 + 52x3.40 +52x4.45使用1558 根硼玻璃可燃毒物棒和8832 根IFBA 可燃毒物棒；69 束控制棒（16 束

5、灰棒，53束黑棒）每束灰棒由4 根 Ag-In-Cd 棒和20 根不銹鋼棒組成黑棒則由24 根 Ag-In-Cd 棒組成17X17 14 英尺（426.72 厘米）Robust 燃料組件；具備不調硼負荷跟隨能力最大燃料組件卸載燃耗58,000 MWD/TU和最大燃料棒燃耗62,000 MWD/TU 燃料棒是由ZIRLO包殼管(低錫低鐵無鉻加鈮鋯合金 )、二氧化鈾陶瓷芯塊、壓緊彈簧、上端塞和下端塞組成燃料芯塊是圓柱體，芯塊端面為碟形，以允許有更多的軸向膨脹和增加裂變氣體的貯存空間燃料棒的空腔和間隙可以容納燃料釋放的裂變氣體，補償包殼和燃料之間不同的熱膨脹和輻照期間燃料密度的改變 一些AP1000

6、燃料棒還包含一體化燃料可燃吸收體（IFBA），IFBA是包覆硼化物層的芯塊或二氧化鈾和氧化釓混合的燃料芯塊 控制棒組件按棒束中吸收體的材料和功能分為兩類：RCCA黑棒和GRCA灰棒 RCCA（銀-銦-鎘合金 ）分為三類：溫度控制棒、軸向功率分布控制棒和停堆棒 灰棒用于負荷跟蹤操作，提供機械補償替代使用改變硼濃度的化學補償 可燃毒物由環形薄壁的氧化鋁芯塊組成，氧化鋁(Al2O3)芯塊中含有作為碳化硼(B4C)材料的B10 反應堆中有2個初級和2個次級中子源組件初級源棒含有一個放射性材料，在初始堆芯裝料、啟動和初始堆芯運行初期自發地發射中子次級中子源棒含有一個穩定的中子源材料，在堆內運行期間被活化

7、，材料被活化后會釋放中子 在工況I 和工況II 下不希望發生燃料破損，也就是燃料棒包殼壓力邊界被破壞。可能會發生少量的燃料破損，但必須處于核電廠凈化系統的凈化能力之內并與電廠設計基準保持一致在出現工況III 后，僅有少量燃料棒破損，反應堆能返回安全狀態。在發生工況IV 后，反應堆能重建一個安全狀態，即維持堆芯次臨界并保持冷卻堆芯的幾何形狀燃料組件應能經承受運輸、操作和堆芯裝載中引起的非運行載荷作用燃料組件可接受控制棒的提升和下插，以便為功率運行和反應性停堆狀態提供所需的反應性控制。燃料組件可為堆芯測量儀表的插入提供通道反應堆壓力容器和堆內構件，與燃料組件結構一道，引導反應堆冷卻劑流經堆芯。由于

8、存在流量分配和旁通流量問題，熱量傳輸性能要求必須滿足各種運行模式的要求燃料棒的設計應滿足設計準則的要求，以使燃料棒的燃耗水平達到設計卸料燃耗堆芯核設計熱工水力設計堆芯水力設計堆芯監測儀表使用新版 APA 程序包進行堆芯核設計。主要程序如下：用多群（70 群）兩維輸運理論組件能譜程序PHOENIX-P 計算燃料組件均勻化兩群擴散參數及反射層參數。核數據庫采用ENDF/B VI 庫用三維兩群節塊展開法擴散理論程序ANC 進行堆芯計算（包括功率分布、燃耗、臨界硼濃度、反應性系數、控制棒價值等等主要的核設計內容）用一維兩群細網擴散理論程序APOLLO 進行軸向功率分布、控制棒微分價值、負荷跟隨、功率能

9、力分析等設計計算。用積分輸運理論程序LASER 計算燃料棒內部功率分布反應堆是個持續變化的動態系統有核裂變、裂變產物的積累、堆芯冷卻劑溫度的變化、控制棒的移動等動態因素堆芯重要參數如反應性、中子通量分布、燃料燃耗等都是隨時間、空間發布變化的核設計就是通過計算模型對這些變化進行分析燃耗，核燃料消耗的度量NRC批準的最大平均燃耗為60000MWd/tU反應性 %反應性系數 %/單位負反應性反饋：負燃料溫度系數；功率運行時有負的慢化劑溫度系數反應性控制（控制棒和硼酸）功率分布控制：功率峰因子小于限值停堆裕量：小于限值穩定性：氙震蕩穩定設計使堆芯裂變能傳遞到二環路系統設計使停堆后把堆芯余熱傳出來同時確

10、定電廠的設計準則，對核設計、機械設計、測量儀表等提出設計要求堆芯熱工水力設計中的DNB 分析采用全統計方法（Revised Thermal DesignProcedure -RTDP）偏離泡核沸騰DNB偏離泡核沸騰比DNBR DNBR=臨界熱流密度/最大熱流密度熱管因子 Fq=線功率密度峰值/線功率密度平均值 Ql=We/157/264/426.7瓦/cm燃料溫度和包殼溫度 燃料熔點2593概念 對堆芯流量大小、流量分配、堆芯阻力及流量的不穩定性等進行計算預計主要參數： 堆芯流量大小 堆芯阻力及壓降 流量的不穩定性堆芯功率和功率分布測量系統（IIS）金屬撞擊監測系統（松動件）核電專刊（AP1000)非能動安全先進核電廠AP1000AP1000研究總論AP1000研究總報告_第一章-系統設計特征和差異分析第三代核電