快堆及闭式燃料循环和我国核能的可持续发展

徐銤

中国原子能科学研究院　

我国核电将有大规模发展。在压水堆已开始有序地高速发展的情况下，考虑到铀资源的有限性，应对压水堆核电站乏燃料中的高放次量锕系核素进行合理处理和处置，而快中子增殖堆及闭式燃料循环则是核能可持续发展的关键。基于对我国大规模核能的需求、国际确认的铀资源储量及全球核电发展预测，叙述建议的快堆发展战略及对闭式燃料循环的需要，报告对7月21日临界的中国实验快堆的设计、安全性和示范快堆的前期进展作简单介绍，并对相关快堆和闭式燃料循环的重要技术选择提出建议。

中国核电技术的创新和压水堆重大专项进展

范霁红

国家核电技术公司　

中国核电技术开发起步于上世纪70年代。40余年来，我国的核电技术在探索中创新，在创新中进步，走出了自己的发展道路。

我国自主设计的首座核电站——秦山核电站，历经400多项科技攻关、试验验证，在核电厂系统、堆芯核燃料、核岛主设备、预应力安全壳等设计方面形成了自己的特色和创新，并得到了核电厂运行成功的验证。以秦山核电站和从法国成套引进的大亚湾核电站为基础，我国又建设了秦山二期、岭澳、秦山三期、田湾等核电站。其中，秦山二期核电站将M310技术中主冷却剂系统的三个环路改为两个环路，将堆芯155个组件减少为121个，运行模式由G模式变为A模式，常规岛的系统、设备也都有改变。岭澳核电站则在M310技术的基础上，实施了严重事故应对措施、半速汽轮发电机等方面的多项重要技术改进。秦山三期核电站采用从加拿大引进的CANDU6型重水堆。田湾核电站在保持俄罗斯VVER技术特点的基础上，安全壳采用后张预应力钢缆系统，仪控系统采用全数字化分布式控制系统。

在积极改进二代压水堆核电技术的同时，我国也致力于更先进核电技术的开发。高温气冷堆核电站以我国已经建成运行的10兆瓦高温气冷实验堆为基础，攻克高温气冷堆工业放大与工程实验验证技术、高性能核燃料元件批量制备技术，力争在2013年前后建成具有自主产权的模块式球床高温气冷堆商业示范电站；我国自主研发的第一座快中子反应堆——中国实验快堆已经达到临界，快堆可充分有效利用铀资源，对我国核电持续稳定发展具有重大战略意义。

根据“在确保安全的基础上高效发展核电”的方针，今后相当长一个时期内，必须按照国家的战略部署，组织实施好大型先进压水堆核电站重大专项。重大专项的总体目标是，在消化、吸收、全面掌握我国引进的第三代核电AP1000先进技术的基础上，通过再创新形成具有我国自主知识产权的的大型先进压水堆核电技术品牌，同时促进和形成具有国际先进水平的核电技术研发体系、先进核电试验验证体系、关键设备制造技术体系以及先进核电标准体系，培养出一支高素质的核电技术人才队伍，使我国具备自主创新能力，满足核电长期可持续发展的需求。

AP1000采用非能动安全设计理念和模块化建造技术，核电厂的安全性、经济性显著提升。AP1000技术引进后，通过参与设计、反包制造、承担工程建设等，进行了多项创新，已经突破和掌握了AP1000核电站核岛筏基大体积混凝土一次性整体浇注技术、核岛钢制安全壳底封头成套技术、模块设计和制造技术、主管道制造技术、核岛主设备大型锻件制造技术等五大关键技术。

CAP1400以AP1000的引进、消化和吸收为基础，在安全性不低于AP1000的同时，通过增大堆芯、总体性能优化，使其经济性进一步提高。CAP1400开发将突破反应堆设计关键技术、非能动安全系统、IVR、压力容器、蒸汽发生器、主管道和安全壳的设计等一系列关键技术。重大专项实施三年来，创新管理机制，推动国内外协作攻关；科研工作取得重要进展，CAP1400概念设计已经完成，初步设计正在展开；重大专项示范工程CAP1400核电站前期工作进展顺利。可以预见，重大专项顺利实施，必将为我国建设核电技术强国贡献力量。

关键词：中国核电；技术创新；压水堆重大专项；CAP1400

中国压水堆核电站先进燃料管理及燃料技术的应用与展望

肖岷

中科华核电技术研究院

先进的反应堆堆芯设计、堆芯燃料管理及燃料技术的应用是核电站最核心的技术，也是核电站可持续发展的关键环节。本文描述了我国大型压水堆核电站的堆芯设计、燃料管理及燃料技术应用不断创新和实践的过程。

我国的大型商用压水堆核电站始于1994年投产的大亚湾核电站。经过不断的改进和创新，我国大型压水堆核电站已经从最初的12个月换料变成了18个月换料，并带动我国的核燃料组件制造的国产化，与国际接轨。 2007年，岭澳核电站在又实现了高燃耗的先进燃料管理（1/4换料），从而是我国的压水堆核电站那的燃耗水平上了一个新台阶，为我国的可持续发展的先进燃料管理奠定了坚实的基础，并带动了高燃耗先进燃料组件AFA-3G AA的国产化。

在中国核电建设面临大发展的背景下，压水堆的先进燃料管理及燃料技术正在进一步推广到我国新建的CPR1000+及其它核电站中。 例如宁德核电站采用首炉18个月换料等。秦山II期以及连云港VVER核电站也开始了18个月换料的设计改进及先进燃料组件的应用。

三代核电技术全面采用了先进燃料管理和燃料技术。 在过去10年中，我国的二代加核电站在燃料管理的持续改进和创新方面积累了宝贵的经验，起了很好的示范作用，提前实现了与三代核电站的接轨。

创新是永无止境的，中国压水堆的燃料管理与燃料技术持续改进任重道远。

The Advanced Nuclear Fuel Management and Fuel Technology Application in China

Xiao Min

China Nuclear Power Technology Research Institute

台湾核电现况与展望

潘钦

台湾清华大学原子科学院

台湾地狭人稠，自产能源又相当有限。而核能能量密度高，运储方便，可视为准自产能源，故核能是台湾多重能源供应的重要一环。目前台湾有三座核电厂共六部机组在运行，提供约21%的电力或8%的能源。另外，龙门核电厂有二部各1,350MWe的核电机组正在建造之中。运转中的六部机组，绩效优良，2009年的平均容量因子数(capacity factor)达92%，在世界排名第四。展望未来，为了适应经济持续的发展与减少二氧化碳排放的要求，现有运行中的核能机组除了提升功率之外，还将更新执照，延长运转寿命20年，还势必需要在现有的四个厂址上扩增核电机组，最有可能使用的是现在市场上的第三代与第三代改良型核电机组。然而，为合理扩增核电的比例，必须有许多配套的措施，包括社会沟通、放射性废物处理与处置、人才培育及学术与技术研究。

台湾核能产业发展现况与愿景

李敏

台湾清华大学工程与系统科学系

    台湾第一座核能电厂(金山核一厂)于1972年2月开始施工，1978年12月商转；国圣核二厂于1975 年8月动工，1981年12月商转；马鞍山核三厂于1978年4月动工，1984年7月商转。台电第一期核电发展计划中的核四厂于1980年即获政府同意兴建，但由于第二次能源危机导致之经济发展减缓，造成备载容量偏高，延迟了核四厂的兴建。 1984年台电公司再度提出兴建核四厂的要求，从此核四厂的兴建成为朝野抗争的焦点，也成为政治人物成败的图腾；核四厂于1999年3 月在纷扰中正式开始施工，唯2000年之政权更迭，造成龙门核四厂的停建与复建的闹剧，至今核四厂尚未商转。

台湾前三座核电厂的兴建完全采用美国的技术，美国工程顾问公司负责电厂的整厂的设计，但台电公司自行施工。 70年代末期与80年代初期规划兴建核四厂时，台电公司与美国贝泰工程顾问合作成立泰兴公司，进行核电厂整体设计之技术转移。在此时期，台湾部分厂商已通过认证，取得核能级产品供应商的资格。唯技术转移的规划因核四厂兴建的延期而胎死腹中；但泰兴公司持续运作，在日后之核电改善工程、维护与运转上，扮演重要之支援角色。当时取得认证的厂商，因没有市场而陆续放弃凭证。核四厂的长期延后兴建，亦使得台电公司兴建核电厂的经验无法顺利的传承。

龙门核四厂为国际标，将电厂分为核岛、汽机岛、与废料处理设施等部分，分别招标，由美商石伟公司负责整厂设计。核四厂兴建总工程金额约新台币2400亿元（不考虑增加预算及通膨），其中外购设计200亿，外购设备约800亿(其中320亿由台电外购，430亿委托美国奇异公司采购)，内购设计及设备约800亿，施工约600亿。经初步评估台湾没有在做的设备总额约为600亿。部分国外厂商得标的设备，事实上是在台湾制造。

2008年6月5日台湾行政院提出「永续能源政策纲领」，宣示未来「发电系统中低碳能源占比由40% 增加至2025年的55% 以上」，而且「促进能源多元化，将核能作为无碳能源的选项」。配合国家政策目标，新建核能机组及现有运转中核电厂之功率提升与执照更新，皆为无可避免之趋势。

核电厂许多零组件，例如管路、阀门、小型水泵、承载装置、电子仪控组件，台湾可以生产也具有市场竞争力。核能电厂的零组件有法规要求之特别规格及制造时之品管与品保程序，一旦获得认证，属于高附加价值之产品。

台湾于2010年6月14日成立「台湾核能级产业发展协会(Taiwan Nuclear Grade Industrial Association)」；结合台湾产学研之能量，辅导传统制造产业提升技术，建立核能品保制度，协助发展特殊关键技术，建立核能品保制度，与重要核能集团结盟，打入全球供应链。产业协会亦将推动两岸交互认证，协助台湾厂商取得中国核安全设备合格认证，促成两岸核能产业交流。台湾核能级产业发展协会已有48家团体会员(至2010.8.12)。目前协会最主要的工作为国内厂商技术评估，包括相关产业技术能力调查与台电核电厂Q级设备调查，及技术规范收集；亦同时规划整合台湾已有之测试能量。未来将展开之工作包括举办重要核电厂商(如：Toshiba, Hitachi, MHI, GE, WH, AREVA)与台湾厂商技术交流与商机论坛；举办两岸核电论坛，协助国内厂商申请加入国际核电设备供应链，组团带领国内业者拜访国外主要核电设备供应商进行行销，进行两岸核能设备相互认证等。

关键词: 核能发电；核能产业；核电设备

仿真模拟器与核电厂数字仪控验证

黄建华

台湾台北县新店市民权路

2010年3月23日美国能源部长朱棣文先生在华尔街日报上发表《美国的新核能选择》，文章中说: “我们正在使用模型和仿真科技以加速核能的研发…为了发挥这方面的潜力我们正在把我们国家一些最出色的人才集中在一个新的研究中心名为核能模型和仿真中心。”同年9月美国能源部第一个能源创新中心 (Energy Innovation Center) - 核能模型和仿真中心 (Nuclear Energy Modeling and Simulation Hub)，在橡树岭国家实验室成立。模型和仿真将在核能发展中扮演重要角色。而核能仿真技术的其中一个用途是数字仪控系统验证。

核电厂依靠仪控系统执行监测、控制和保护功能‚过去这些功能都是由模拟仪控系统执行‚但新一代核电厂包括AP1000、EPR、ESBWR将全部采用数字仪控系统‚正在运转的核电厂也会用数字系统取代现有的模拟系统。数字系统优点在于讯号点没有噪声、不会漂移、数据计算能力比较准确强大、数据处理和储存能力也比较强大。

模拟系统和数字系统一个重要差别是数字系统包含软件‚软件是不能完全测试的‚也不能百分之一百保证没有错误‚同时因为软件的引进而增加共因故障(Common Cause Failure) 的可能性。因此软件验证 (Software V&V) 变得很重要使得数字系统可以应用在核电厂而不会因此而增加安全风险。

软件验证中的一个重要部分是彻底完全的测试‚为要执行符合要求而且可靠的软件验证‚验证测试必需是动态的 (dynamic)、整合的 (integrated)、互动的 (interactive)、和闭回路的 (close-loop)。动态的意思就是数字系统测试必须在核电厂各种动态状况下执行。整合的意思就是数字系统必须和其它系统整合执行测试而不是单一系统测试。互动的意思就是必须包含与操作员互动执行测试。闭回路的意思就是必须包含电厂回馈信息的测试。

工程仿真器可以提供适当环境执行动态的、整合的、互动的、和闭回路的软件验证测试。为达成验证测试目标作为验证测试平台的工程仿真器须符合以下条件。反应堆的核心模型应依据最先进的核心模型计算机程序‚程序和逻辑模型应和实际电厂设计一致‚仿真器应依照严谨的验证过程建立以保证仿真器的正确性‚如果系统设计有更新修改应遵循架构管理流程执行‚此外应准备好工具和流程以整理、储存和显示测试数据。

关键词：工程仿真器；软件验证；数字仪控

辐照损伤：核能技术对材料科学与工程的挑战

王鲁闽

厦门大学能源研究院

核反应堆堆芯材料需要长时间在高温，高应力和高辐照通量等极端环境中工作。现有核电站的长期安全运行极大程度上依赖于堆芯材料在极端环境中的稳定可靠性。正在研究开发的新型核反应堆则对堆芯材料提出了更高的要求。材料在核反应堆极端环境中的特殊性体现在辐照效应和辐照催生效应，包括辐照硬化，辐照肿胀及辐照促进的应力腐蚀开裂等。而所有这些宏观效应都开始于辐照引发的点缺陷形成，迁移和聚集。因此，使用透射电子显微镜在纳米尺度上对材料的辐照效应进行研究对评估现有材料的抗辐照性和开发新型抗辐照材料有重要的意义。传统的反应堆材料的辐照损伤研究一般要经过在核反应堆中的中子辐照完成。但是，由于实验周期长，费用高，实验设施缺乏，样品带有放射性等原因，高剂量的中子辐照实验只能在世界上十分有限的几个实验室中进行。国际上大量的材料辐照损伤实验是通过加速器产生的高能离子束辐照完成的。大量的实验对比结果已经证明，使用离子束辐照完全可以造成与中子辐照所产生的相同的显微结构，因而是一种经济，快捷，可控，有效的辐照损伤研究方法。但是，由于粒子质量，能量，剂量率和嬗变元素含量等不同因素的影响，建立完整的离子束辐照和中子辐照的对等关系还是一个十分具有挑战性的课题。本报告基于报告人多年显微分析的研究结果，将对离子束辐照损伤研究的利弊，材料辐照损伤基本机理和缓解办法，以及国际上辐照损伤研究的最新动态和趋势做一个基本的介绍。

关键词：反应堆材料，辐照损伤，离子束

Radiation Damage: Challenges of Nuclear Engineering to Material Science and Engineering

Lu-Min Wang,

School of Energy Research, Xiamen University, Xiamen

Department of Nuclear Engineering and Radiological Sciences, Univ. of Michigan, Ann Arbor

The extreme environment in the core of a nuclear reactor includes high temperature, high stress, high radiation dose and corrosive coolants. Degradation of materials in the nuclear reactor core determines the reliability and lifetime of a reactor. In particular, irradiation swelling, hardening, creep, as well as irradiation assisted stress corrosion cracking are of great concern. Experiments using neutron irradiation in test reactors are difficult to conduct due to their high cost, low flux (long duration), limited facilities and radioactivity of the irradiated samples. Thus, ion beam irradiation has been widely adopted to study the irradiation effects in solids for understanding the damage mechanism.  This presentation will discuss the pro and cons of using ion beam irradiation and transmission electron microscopy for the study of irradiation damage, based on the author’s extensive experiences in the field. The major current research activities and the future trend in this research area will be summarized.

核反应堆压力容器钢中辐照引起的磷偏析及其对韧脆转变温度

的影响

吕铮^a*, R. G. Faulkner ^b，P. Ｅ. J. Flewitt ^c

^a东北大学材料各向异性与织构教育部重点实验室

^b Department of Materials, Loughborough University

^c British Nuclear Fuels, British Nuclear Group

本文研究了中子辐照在欧美不同类型核反应堆压力容器钢中引起的磷偏析及其对辐照脆性的影响，以评价反应堆长期运行后压力容器的安全性。研究表明磷偏析不仅依赖于辐照剂量，而且受材料成分的显著影响。自由碳含量是影响磷的晶间偏析的关键因素之一；建立了含有辐照和材料参数的溶质拖拽模型，成功模拟了不同类型反应堆压力容器钢中辐照引起的杂质晶间偏析行为；提出一个计算磷对压力容器钢韧-脆转变温度（DBTT）影响的新模型，根据对已发表的实验数据所作的预测与俄罗斯和美国技术规范预测的结果相比，新模型与实验数据更好地一致，将美、俄模型扩展至高辐照剂量条件，为核电站延寿评估提供了更可靠的判据。

关键词：压力容器钢；辐照；磷偏析；韧脆转变温度；模型

致谢：国家自然科学基金项目 (50971033, 91026013), 国家重点基础研究发展计划（2011CB610405）

Neutron Irradiation-induced Phosphorus Inter-granular Segregation in Reactor Pressure Vessel Steels and Its Influence on DBTT

Zheng Lu^a, R. G. Faulkner^b, P.Ｅ.J. Flewitt ^c

^a Key Laboratory for Anisotropy and Texture of Materials (Ministry of Education), Northeastern University

^bDepartment of Materials, Loughborough University

^cBritish Nuclear Fuels, British Nuclear Group

Neutron irradiation-induced intergranular phosphorus segregation (RIS) and its influence on ductile-to-brittle transition temperature (DBTT) shift in different types of reactor pressure vessel (RPV) steels is investigated to evaluate reactor security after long time service. The result showed that phosphorus segregation (RIS) depends not only on radiation dose but also on steel’s composition. Free-carbon content is a key factor affecting intergranular phosphorus segregation. A new model is presented to forecast the effect of RIS on DBTT shifts. The prediction trend curves are compared with the curves from the Russian Guide and the US Reg. Guide 1.99 Ver.2, as well as published experimental data. It is found that the prediction results from the proposed model new model shows a better agreement with the experimental data than that from the Russian and the US guide under high dose. That means the proposed model extend the applied area of Russian and US Guide to high dose level, providing a more reliable criterion for the life assessment of RPV.

行波堆堆芯物理热工研究

苏光辉

西安交通大学 核科学与技术学院

行波堆把可转化核素增殖为易裂变核素，并在原位燃耗这些易裂变核素，是实现乏燃料嬗变增殖的一体化解决方案。泰拉能源公司提出了一种基于钠冷行波堆的径向倒料策略，FZK学者提出了有限长度堆芯中采用轴向倒料策略的超临界水冷行波堆。本文对钠冷行波堆堆芯中增殖-燃耗波移动特性进行了初步计算分析，计算中耦合输运方程和燃耗方程，其中输运计算采用蒙特卡洛方法。开发了钠冷行波堆瞬态安全分析程序，并进行了稳态计算和事故瞬态计算。论文还对超临界水冷行波堆堆芯进行一维增殖燃耗波计算，计算中耦合单群扩散方程与简单的燃耗方程，并耦合超临界水热工水力计算，此外还运用ERANOS程序对步进式超临界水冷堆进行耦合冷却剂密度的中子燃耗计算。

关键词：钠冷行波堆；超临界水冷行波堆；堆芯设计；物理热工研究。

Research on the Core Physics and Thermal-hydraulic of TWR

Guang-Hui Su

School of Nuclear Science and Technology, Xi’an Jiaontong University

Traveling-wave reactor breeds fissile fuel from fertile fuel and burns the fissile material in situ. This approach eliminates the reprocessing of spent fuel. TerraPower proposed a radial fuel shuffling strategy to develop a new variety of TWR based on sodium cooled fast reactor. A strategy of axial fuel shuffling was proposed in a finitely long core based on supercritical water cooled reactor by FZK. In present work, the properties of a breeding and burning wave in sodium cooled TWR core was investigated by using Monte-Carlo method and diffusion equations coupled with burn-up equations. A transient and safety analysis code for sodium cooled TWR was also developed to analyze the accident event of TerraPower RWR. A one-group diffusion equation coupled with burn-up equations was established to investigate the burn-up drift wave behaviors in supercritical water cooled TWR reactor.Moreover, the ERANOS code was adopted to perform the neutronics and burn-up calculations, where the axial fuel shuffling scheme and coolant density coupling were set up.

Fig. 1 Core layout of sodium cooled TWR              Fig. 2 Axial fuel shuffling strategy in SCW cooled TWR reactor

新概念熔盐堆的固有安全性及相关关键问题研究

秋穗正

西安交通大学 核科学与技术学院

新概念熔盐堆是六种第四代反应堆中唯一的液体燃料反应堆，在固有安全性、经济性、核资源可持续发展性，以及防核扩散等方面具有其它反应堆无法比拟的优点。针对熔盐堆的特点，建立通用的物理分析、热工水力分析和安全分析模型，并采用隐式方法实现物理热工的耦合。将建立的数学模型应用于锕系元素再循环嬗变熔盐堆（MOSART）的计算，对其堆芯物理特性、热工水力特性和安全特性进行了系统的分析，考察了入口温度、速度及燃料盐在堆芯外运行时间的影响。

关键词：熔盐堆；固有安全性；物理分析；热工分析；耦合

致谢：国家自然科学基金项目 (10575079)

Research on the Inherent Safety and Relative Key Issues of MSR

Sui-Zheng Qiu

　　　　　　School of Nuclear Science and Technology, Xi’an Jiaontong University

The new concept Molten Salt Reactor (MSR) is the only liquid-fuels reactor in the six candidates of the generation IV advanced nuclear reactor, which is characterized by remarkable advantages in safety, economics, continuable development of the fissile resources, and proliferation resistance of nuclear. The general models of neutronics, thermal hydraulics and safety analysis were established for molten salt reactors, and the implicit method was adopted to couple the neutronics model and the thermal hydraulics model. The founded models were applied to the calculation of the Molten Salt Actinide Recycler and Transmuter system (MOSART), in which the neutronics, thermal hydraulics and safety characteristics were obtained, and the influences of the inlet temperature, inlet velocity and the resistant time of the fuel salt in the external loop were analyzed.

Fig. 1 Core conceptual design of MOSART   Fig. 2  Logical scheme of MSR research activities

非能动安全壳冷却系统中传热行为的模型计算与试验验证

牛风雷

华北电力大学核科学与工程学院

AP1000非能动安全壳的计算程序 WGOTHIC 采用集总参数模型来简化计算，在热量、质量传递关系式中采用了保守因子，以囊括环流与分层的影响。在反应堆失水事故或主蒸汽管路破裂的工况下，假设安全壳内的传热完全为自然对流，忽略了破口喷射所造成的强迫对流的影响，因而使计算结果过于保守。本文总结了AP1000非能动安全壳所用计算程序及其大尺度整体试验在设计上的不足，并提出一种新的计算模型及相关试验验证方法。新方法对安全壳内主体分层温度场建一维瞬态模型，对壁面传热流动边界及喷射区域分别建立一维积分模型。仅考虑安全壳内的自由横截面积及周长，无须对复杂边界划分细密网格。可显著提高运算速度并减少不确定性。相关的比例试验可测量混合对流中控制传热效率的关键参数，并研究几何因子对传热的影响。实验数据有助于推导破口喷射状态下混合对流传热的经验公式，确定模型参数值，以及验证计算模型程序的合理性。

关键词：AP1000；非能动安全壳；混合对流传热；热分层

致谢：教育部“新世纪优秀人才支持计划” 资助项目

Modeling Methods and Testing Validation for Thermal Behavior in Passive Containment Cooling System

Feng-Lei Niu

School of Nuclear Science and Engineering, North China Electric Power University

The computer code WGOTHIC for the AP1000 containment uses the lumped parameter noding to simplify the calculation by assuming homogeneous conditions in each network node. It uses the conservative factors in heat and mass transfer to bound the effects of circulation and stratification. In LOCA or MSLB condition, the heat and mass transfer contribution from jet-induced forced convection was neglected by conservatively assuming only free convection inside the containment. This paper evaluates the existing AP1000 containment simulation code and its large-scale tests, and proposes a new modeling method and validating tests. The ambient containment atmosphere is represented by 1-D transient partial differential equations and substructures such as free or wall jets are modeled with 1-D integral models. Only the horizontal cross-sectional area and perimeter must be specified as a function of elevation. This allows very large reductions in computational effort and uncertainty compared to 3-D CFD modeling which requires very fine grid resolution to resolve complex substructures or boundaries. The experiment is designed to measure the key parameters governing heat transfer augmentation by forced jets, and to investigate the effects of geometric factors. The tests provide experimental data to develop mixed-convection correlations, determine the modeling parameters, and validate computer codes.

大型核电的调频调峰技术

赵福宇

西安交通大学核科学与技术学院

核电在优化能源结构、缓解我国当前经济社会发展过程中所面临的突出资源和环境问题等方面占有特殊的地位。按照国家既定的核电技术路线，我国核电将发展机组容量在百万千瓦级以上的大型压水堆核电厂为主。当核发电量在电网中达到一定份额时，为了提高经济性，合理使用和节约核燃料，就要求核电厂具有适应电网要求的负荷跟踪运行能力。即使设计用来带基本负荷运行的核电厂，为了克服启、停所需时间长，电网发生故障时实现孤立运行或部分负荷运行的困难，也需要一定的负荷适应能力。大型核电调峰调频技术的实质就是核电厂在运行中，按照电网的需求发出功率和频率。负荷跟踪技术从满足电网要求方面看，主要的问题是堆跟机的升/降负荷速率、旋转备用能力（Spinning Reserve or Return to power Capability）、最低功率水平、一、二次调频等；负荷跟踪技术从堆芯控制方面看，主要是功率水平控制（或称反应性控制）和轴向功率分布控制，控制手段已从经典控制向多变量控制、最优控制和智能化方向发展；负荷跟踪技术从满足核安全方面看，主要是堆芯功率变化能力要好，且要运行裕度高或安全裕度高；负荷跟踪技术从环保要求方面看，排出的放射性废水量要尽可能少等。

本文在评价现有世界上调平调峰技术特点的基础上，主要探讨研究解决功率水平和功率分布控制相互耦合的解耦技术，实现物理上解耦；调硼过程技术复杂，尤其稀释硼时要放出大量的放射性废液，难于实现自动控制，硼浓度的变化速率和变化量应尽可能的小；功率变化过程中，瞬态氙、碘浓度的变化，导致了瞬变的氙毒反应性，一定条件下，会激起氙振荡，这对功率达到的最低水平和变化速率带来了限制。本文利用最优控制理论，研究解决在满足调频调峰目标条件下，如何使所用的控制作用最少，即废液最少，功率分布最好的技术问题，提高我国核电技术水平。