超临界水[1]具有良好的热物性，得到了广泛的应用。超临界水堆（SCWR）被认为是目前最具有前途的第四代反应堆堆型之一。同时其技术更好的继承与延伸性[2]与沸水堆结构的相似。目前，中国核动力研究设计院提出了新的概念设计[3]是关于中国超临界水冷堆CSR1000，其堆芯设计及系统研究是国内外研究的热点。它是具有中国自主知识产权的第四代先进核能系统。与普通SCWR堆芯设计不同的是，CSR1000的燃料组件包括四个小的子燃料组件，在组件中央安置十字型控制棒。同时堆芯的冷却剂流程采用由内至外的流动方式，这样可以使堆芯的径向功率更加均匀。但是在堆芯的控制系统设计中，需要考虑到堆芯在扰动条件下的动态特性。给水扰动是堆芯扰动中非常常见的一种扰动情形。给水扰动包括给水流量扰动和给水温度扰动，不同的扰动类型会给堆芯功率带来不同程度的反馈，这将会使得堆芯内的动态特性变得复杂。这里我们仅对水流量扰动进行研究。

一般地,覆盖决策系统(U,A∪D)(U={x1,x2,…,xn})中会存在一些冗余的条件属性。如果能够从(U,A∪D)中删除冗余的条件属性而又不损失(xi)A→Dk的决策信息,那么就能获得约简的系统(U,B∪D)以及紧凑的规则(xi)B→Dk。下面在文献[19]的覆盖粒规则蕴含关系的定义基础上,引出下列定义。

1 研究对象

1.1 超临界水堆堆芯系统

CSR1000燃料组件在反应堆压力容器内均匀分布。燃料组件共157个，燃料组件截面[4]如图1所示。燃料组件按照中子能谱的不同分为第一流程组件和第二流程组件。

CSR1000的燃料组件设计[4]采用自主设计的具有十字形控制棒，同时，其在流程设计上采用“先内后外”的流动方式[4-5]，即主给水先流过堆芯内部的一流程组件，后流过堆芯外围的二流程组件。

确定指标体系的常用方法包括层次分析法、专家咨询法、主成分分析法、熵值法、非模糊数判定矩阵法、优序图法等[12]．选择熵值法作为本文指标体系权重的计算方法,其基本思路是通过计算指标的信息熵,根据指标的变化程度来决定指标权重．信息量越小,不确定性就越大,熵也就越大;信息量越大,不确定性就越小,熵也就越小[13]．

  

图1 燃料组件截面图

1.2 超临界水堆堆芯参数

忽略轴向热传导，冷却剂通道的一维流动的质量、动量和能量守恒方程如下所示：

2 计算模型

2.1 点堆方程

如图5所示，反应堆功率变化，寿期初的功率在20秒达到稳定，寿期末的功率出现大幅下降之后逐渐回升，在15秒达到稳定。寿期初的稳定功率比寿期末的稳定功率高。CSR1000冷却剂流量减少的情况下，具有良好的负反应性。

 

 

表1 CSR1000堆芯参数

  

堆芯 CSR1000冷却剂进口/平均出口温度（℃） 280/500主冷却剂管线/主蒸汽管线个数 2/2燃料棒直径/间距/包壳厚度（mm） 9.5/10.5/0.57水棒壁面厚度（mm） 0.80燃料棒数量/水棒数量 224/4燃料组件数/第一流程组件/第二流程组件 177/57/120堆芯/主蒸汽压力（MPa） 25热/电功率（MW）/热效率（%） 2300/1000/43.5堆芯冷却剂流量（kg/s）（与主冷却剂流量和蒸汽流量一样） 1190

 

其中，N（t）为裂变总功率；β为总有效缓发中子份额；Λ为瞬发中子每代时间；λi为缓发中子第i组的衰变常数；βi为缓发中子第i组的有效份额；Ci（t）为缓发中子第i组的裂变功率；S为外中子源项。

2.2 守恒方程

CSR1000的堆芯由轻水冷却和慢化。具体参数如表1所示。

 

其中，t为时间，S；Z 为节点高度，m；ρ 为流体密度，kg/m3；G 为质量流速，kg/s；u 为流速，m/s；g 为重力加速度，m/s2；f为摩擦系数；Dh为当量直径，m；P 为压力，Pa；h 为焓值，J/kg；AW 为流通面积，m2；lf为节点高度，m；Q"、分别为燃料棒释热线功率密度和慢化剂释热线功率密度，W/m。需要说明的是，公式（3）为质量守恒方程；公式（4）为动量守恒方程；公式（5）为冷却剂能量守恒方程；公式（6）为慢化剂能量守恒方程。

课堂内的探究活动，受时间和空间的限制，一般不可能是完整的探究过程，即不可能包含完整的探究要素。因此，课堂内的探究活动过程，必然应该有所侧重，要制定明确的探究目标，作为实现探究活动的指向。

压力平衡体现为对钻井液液柱压力的双向约束，泥浆密度有一定的窗口，当泥浆密度低于孔隙压力时会导致井涌井喷(密度下限)；高于破裂压力时会导致井漏(密度上限)。

2.3 反应性反馈

从网络安全角度考虑，一般需要无线局域网用户在认证后，方可使用校园网资源。为了方便管理，更为了方便用户使用，就需要通过现有的有线用户管理策略，实现对无线局域网用户的接入管理工作，即实现有线和无线局域网用户统一的身份认证。

由于在给水流量阶跃下降至95%之后，堆芯内一、二流程的冷却剂分配不利于堆芯安全，因此堆芯内关键参数的反应显得尤为重要。计算结果如图5所示。

3 计算结果及分析

  

图2 多普勒反馈

3.1 第一流程给水流量扰动对流量分配的影响

CSR1000的流道系统属于一次通过式冷却系统，给水流量的变化将直接导致堆芯流量的变化。堆芯内两个流程的流量分配直接影响到冷却剂对燃料棒的冷却效果。因此有必要分析流量在堆芯内的分配。设定给水流量阶跃下降至95%，同时保持控制棒位置和汽轮机阀门开度不变。第一流程分配结果如图3所示。

  

图3 第一流程流量分配比例的变化

为了描述平均水密度和燃料芯块温度对反应性反馈的影响。多普勒反馈的归一化计算结果如图6所示。

3.2 第二流程给水流量扰动对流量分配的影响

设定给水流量阶跃下降至95%，同时保持控制棒位置和汽轮机阀门开度不变。第二流量分配结果如图4所示。

由于CSR1000与日本Super LWR类似，都是水冷型热谱堆。由于超临界压力下，水没有相变，同时温度和密度的相互关系是非线性的。使用慢化剂温度系数和空泡反应系数是不适用于CSR1000的。与此同时，冷却剂密度和燃料温度决定了反应性反馈。选取多普勒反馈作为反应性研究内容。由于空间因素的存在，选取了平均燃料芯块温度作为计算参数。多普勒反馈函数[6]如图2所示。

由图4可知，给水流量的降低导致第二流程冷却剂流量的降低。但是第一流程冷却剂流量和第二流程冷却剂流量下降比率不同，第一流程冷却剂流量下降均较小。同时燃料在寿期初和寿期末的不同特性也会对不同流程的流量分配有影响。第一、二流程寿期末的稳定流量比寿期初的稳定流量高。

  

图4 第二流程流量分配比例的变化

3.3 对堆芯反应堆功率变化的影响

多普勒反馈从图2看到，多普勒反馈系数是平均燃料芯块温度的函数，这也是由三维堆芯物理设计给出。随着燃料芯块温度的增加，多普勒反馈系数逐渐增加。

  

图5 反应堆功率变化

点堆动力学方程如下：

3.4 对多普勒反馈的影响

由图3可知，给水流量的降低导致第二流程冷却剂流量的降低。但是第一流程冷却剂流量和第二流程冷却剂流量下降比率不同，第一流程冷却剂流量下降均较小。同时燃料在寿期初和寿期末的不同特性也会对不同流程的流量分配有影响。第一、二流程寿期末的稳定流量比寿期初的稳定流量高。由于是一次通过式冷却循环，给水流量的降低将会直接导致第一流程冷却剂流量的降低。

  

图6 多普勒反馈的变化

由图6可知，在流量阶跃下降至95%之后，由于反应堆功率下降，多普勒反馈比例增大。多普勒反馈导致的负反应性，多普勒反馈比例在寿期初比寿期末小，从而功率下降反馈逐渐增大。

在岩土工程中钻探技术和取样及测试的目的主要分为五点。一、具体了解地层构成，具体分析地层的特点；二、分析地质构造，对不同地质进行查明，具体针对地质的分布界限以及地质形态；三、对钻探后所采取的样品进行实验分析，充分了解岩石的物理力学性质；四、了解岩石以下的地下水，通过水位测量的方法抽取样品，进行实验分析查明地下水的化学物理性质；五、钻探产生钻孔可以促进实验进行取样及测试，推动岩土工程科学合理的实施计划。

4 结束语

针对CSR1000反应堆的给水扰动，通过SCACCSR1000程序，对堆芯流量进行计算和特性分析。

（1）给水流量5%阶跃下降后，第一流程冷却剂流量有一定幅度的下降，第一流程MCST上升，反应堆功率下降。CSR1000在冷却剂流量减少的情况下，具有负反应性。

（2）给水流量5%阶跃下降后，第二流程冷却剂流量有一定幅度的下降，第二流程MCST上升，反应堆功率下降。CSR1000在冷却剂流量减少的情况下，具有负反应性。

（3）多普勒反馈中，寿期初变化比寿期末变化小。

参考文献：

[1]张航，吕友军．超临界水循环流化床两相流动特性的数值研究[J]．工程热物理学报，2018，39（1）：127-132.

[2]程旭，刘晓晶．超临界水冷堆国内外研究现状与趋势[J]．原子能科学技术，2008，42（2）：167-172.

[3]李翔，李庆，夏榜样，等．中国超临界水冷堆CSR1000总体设计研究[J].核动力工程，2013，34（1）：6-8.

[4]Wu P，Gou J，Shan J，et al．Preliminary safety evaluation for CSR1000 with passive safety system[J]．Annals of Nuclear Energy，2014，65：390-401.

[5]Shahzad M A,Zhou T,Liu L,et al.Parametric study of CSR1000 thermal hydraulic stability[J].Progress in Nuclear Energy,2018,103：106-113.

[6]Oka Y.,Koshizuka S.,Ishiwatari Y.,et al．Super light water reactors and super fast reactors[M].New York：Springer,2010．