固态钍基熔盐堆堆芯物理参数计算

针对中国科学院设计的2 MW固态钍基熔盐堆(TMSR-SF)堆芯,采用蒙特卡罗程序MCNP精确描述堆芯TRISO包覆燃料颗粒、燃料球排布,建立了包含燃料元件、熔盐冷却剂、石墨反射层、中心石墨通道、控制棒及反射层通道的三维全堆芯模型,计算了TMSR-SF初始有效增殖因数、中子能谱、功率分布、控制系统价值、停堆裕量、反应性系数、中子动力学参数等堆芯物理参数,为TMSR-SF的物理优化及热工安全分析提供必要的参数。     

固态燃料熔盐堆自适应功率控制器设计及分析

钍基熔盐堆核能系统(Thorium-based Molten Salt Reactor,TMSR)是中国科学院首批启动实施的战略性先导科技专项,旨在研发第四代反应堆核能系统。固态燃料钍基熔盐实验堆(The Solid Fuel Thorium-based Molten Salt Experimental Reactor,TMSR-SF1)是一个10 MW热功率的氟盐冷却球床堆,目前已经完成方案设计和初步工程设计。功率控制系统是反应堆一个关键控制系统,实现反应堆正常启动、功率运行和正常停堆功能,对保证反应堆安全和稳定运行起着极其重要的作用。根据TMSR-SF1运行控制要求,结合自适应控制理论,基于Lyapunov稳定性理论设计了一种TMSR-SF1模型参考自适应功率控制器。基于TMSR仿真平台,使用MATLAB/Simulink建立了自适应功率控制系统模型,并开展了控制器特性分析。结果表明,自适应功率控制器具备良好的负荷跟随能力,抗干扰能力强、稳定性好、可靠性高,能够满足TMSR-SF1功率控制的要求,确保堆芯的输出功率与功率设定值相匹配。     

TMSR-SF2全厂断电事故分析

钍基熔盐堆-固态燃料二号堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel 2,TMSR-SF2)是基于球床熔盐堆SF1(Solid Fuel 1)的小型模块化升级堆型,这种新概念堆结合了两者的诸多优点,目前已经完成了预概念设计,对其进行典型事故的分析与安全特性的评估成为当前重要研究内容。本文基于Relap5/MOD4.0程序,建立了反应堆事故模型,进行了全厂断电事故的模拟,分析了反应性、反应堆功率、冷却剂温度和燃料温度等关键参数的变化规律。结果表明,SF2在全厂断电事故中具备高度安全性,其中固有安全性发挥了重要作用。此外还进行了全厂断电事故伴生不同事件的后果比对以及不同温度反应性系数的敏感性分析,证明了直接反应堆辅助冷却系统(Direct Reactor Auxiliary Cooling System,DRACS)在事故前期余热排出能力的局限性,而依靠主泵可以最大限度利用熔盐堆的热惰性从而显著缓解熔盐堆堆芯过热。     

紧急停堆棒落棒时间对熔盐堆反应性引入瞬态的影响

紧急停堆棒落棒时间是影响反应堆安全特性的重要参数,以2 MW钍基熔盐堆为研究对象,采用RELAP5-TMSR(Reactor Excursion and Leak Analysis Program-Thorium Molten Salt Reactor)程序,建立熔盐堆系统的瞬态行为分析模型,对控制棒提棒速度的敏感性进行分析,并重点分析探索紧急停堆棒落棒时间对熔盐堆反应性引入瞬态后果的影响规律。结果表明:即使紧急停堆棒落棒时间达到10 min,哈氏合金的最高温度也仅为708.2°C,燃料盐最高温度为709.2°C,均低于安全允许限值,表明该熔盐堆具有良好的应对反应性引入事件的能力。     

超临界水堆堆芯典型瞬态三维核热耦合分析

采用超临界水堆堆芯三维核热耦合瞬态性能分析方法,研究中国百万千瓦级超临界水堆(CSR1000)在控制棒弹出堆芯、控制棒失控抽出等典型瞬态过程中堆芯的瞬态性能。堆芯三维瞬态分析表明:控制棒弹出堆芯事故过程中燃料最大包壳壁面温度峰值低于事故安全限值(1260℃),控制棒失控抽出瞬态过程中燃料最大包壳壁面温度峰值低于瞬态安全限值(850℃)。燃料温度和水密度的显著反应性反馈以及必要的保护停堆措施,能够保证CSR1000堆芯在典型瞬态过程中的安全性能。     

随机球床模拟方法对氟盐冷却高温堆中子学参数的影响分析

氟盐冷却高温堆（FHR）采用氟盐冷却球形燃料元件,其中子物理计算面临双重不均匀性问题：燃料球在堆芯内的随机排布和包覆燃料颗粒在燃料球中的随机排布。此问题是该堆型设计中面临的主要挑战之一。本文基于MCNP程序和固态燃料钍基熔盐堆（TMSR-SF1）模型完成了不同燃料球床与燃料球描述对关键中子学参数（如k_eff、堆芯能谱、控制棒价值和温度系数等）的影响分析。燃料球床描述使用随机序列添加（RSA）方法建立了随机球床模型与体心立方（BCC）结构的等效规则模型。包覆燃料颗粒描述则基于简立方（SC）等效模型利用MCNP程序中的URAN卡实现随机扰动。结果表明,包覆燃料颗粒随机分布的影响远小于燃料球随机分布的影响;尽管具有相同的总堆积密度,等效规则模型相比于随机球床模型会增加堆芯中子的泄漏,低估冷态满装载反应性约0.5%,高估控制棒价值约5%。     

船用堆控制棒失控抽出事故时堆芯安全特性研究

采用船用堆三维动态安全分析仿真软件对发生控制棒失控抽出事故时堆芯安全特性进行了仿真分析,研究了反应堆分别处于高、低功率运行工况下1组或1束控制棒以不同的速率失控抽出时堆芯燃料芯块中心最高温度、最小烧毁比和冷却剂出口温度等参数的变化规律,并进行了比较,得出了一些有益的结论,对于考察反应堆安全状况和事故发生后反应堆操纵人员制定安全措施具有重要的指导意义。     

液态熔盐堆运行安全特性初步研究

液态燃料反应堆与固态燃料反应堆相比,原理上有较大不同。液态熔盐堆中由于燃料流动带走缓发中子先驱核在堆外衰变导致堆芯反应性降低,且裂变产物在堆外回路中衰变也会引起一回路发热。本文使用熔盐堆中子动力学程序Cinsf1D探讨2 MW熔盐堆的临界动力学特性和安全特性,研究零功率临界下不同熔盐流速启泵和停泵导致的缓发中子先驱核流失所需改变的控制棒棒位。同时还计算了2 MW恒定功率情况下稳态运行及降低流速时一回路温度分布,并模拟了2 MW额定功率下停泵事件。停泵后由于缓发中子损失减少反应堆功率先缓慢增加,然后迅速降低到接近余热水平。停泵后堆芯温度缓慢增加后稳定在安全值以内,说明熔盐堆具有本征安全性。     

超温ΔT紧急停堆整定值优化研究

对超温ΔT停堆信号中的关键参数进行优化,通过功率运行控制棒组(RCCA)失控抽出事故分析对优化后的超温ΔT停堆信号进行验证研究,采用热工水力子通道分析程序和瞬态分析程序对超温ΔT整定值设定进行分析,新的整定值将对停堆时间、最小偏离泡核沸腾比(DNBR)和反应性引入速率限值方面产生影响.分析结果表明,优化后的整定值在保证反应堆安全裕量的前提下增加了运行裕量,提高了反应堆经济性并能满足反应堆安全运行的要求.     

基于多专业耦合分析的钍基熔盐堆反应堆本体设计研究

基于固态燃料钍基熔盐堆（TMSR-SF1）的特点，提出了基于多专业耦合的反应堆本体设计方法。参考现有成熟的设计规范，结合固态燃料钍基熔盐堆反应堆本体的结构和功能要求，完成了反应堆本体结构设计方案，并进行了反应堆本体屏蔽设计分析、堆容器上顶盖传热与温度场分析、反应堆结构力学分析，最终通过本体结构设计与多专业分析的反复分析迭代，初步实现了TMSR-SF1反应堆本体设计，满足TMSR-SF1功能要求。此外，通过反应堆结构选材论证和制造可行性分析，确保了结构设计的工程可实施性。      

次临界或低功率启动工况下提棒事故分析

由于控制棒抽出引起堆芯内反应性失控增加,从而导致核功率剧增的事故定义为一组控制棒组件抽出事故。这种瞬态可能是反应堆控制系统或棒控系统失灵引起的。多普勒负反应性反馈效应能在保护动作延迟的时间内将功率限制在可接受的水平。该事故中,燃料棒表面可能发生偏离泡核沸腾(departure from nucleate boiling,简称DNB),导致燃料元件包壳烧毁;燃料芯块也可能发生熔化,对包壳产生不利影响。文章对岭澳混合堆芯和提高富集度论证次临界或低功率启动工况下提棒事故进行了分析。分析结果表明,事故瞬态中不会发生燃料芯块熔化或燃料元件包壳烧毁,可以保证燃料元件的完整性,燃料设计满足限制准则。     

FHR在全厂断电事故下对RVACS散热能力的要求

氟盐冷却高温堆(Fluoride salt-cooled High-temperature Reactor,FHR)是一种采用包覆颗粒燃料、高温熔融氟盐冷却剂的先进反应堆。部分FHR概念采用了反应堆容器辅助冷却系统(Reactor Vessel Auxiliary Cooling System,RVACS)导出事故下的堆芯余热。RVACS通过导热、对流换热、辐射换热等非能动过程,在事故发生时将堆芯余热排出至大气中。本文采用中国科学院上海应用物理研究所设计的10 MW FHR作为基准,利用RELAP5-MS程序,对其在全厂断电事故下的瞬态过程进行了模拟,验证了RVACS的余热导出能力。本文进一步研究了高反应堆功率情况下的全厂断电事故的瞬态过程,探讨了不同反应堆功率的FHR对RVACS散热能力的要求。     

基于折射率匹配方法的球床三维重构

固态钍基熔盐堆(Thorium-based Molten Salt Reactor with Solid Fuel,TMSR-SF)是第四代核反应堆堆型之一,它融合了高温气冷堆的石墨基质包覆颗粒燃料球技术和熔盐堆的高温熔盐冷却剂技术。堆芯的物理设计和几何设计依赖于燃料球在堆芯中的堆积因子,为研究球床堆堆芯模型内燃料球的堆积三维结构,本文提出基于折射率匹配的方法对球床进行三维重构的方案,并通过初步的模拟实验对程序进行验证,旨在探索该方法在球床三维重构中的可行性。针对三维重构中的一系列关键问题进行阐释,并提出相应的解决方案;同时给出了三维重构方案的完整流程,并计算出了衡量三维重构精确度的度量值:直径重叠量。最后,搭建了一个小型规则排布的球床实验装置,通过折射率匹配技术开展球床可视化实验以探索该方案在球床三维重构中的精确度,并说明该方法的可行性。试验结果表明,颗粒间平均重叠量为1.43 mm,重构精度有待提高,重构方法有待改进。     

大亚湾核电站18个月换料非失水事故分析

大亚湾核电站由年换料改为18个月换料，燃料组件由AFA 2G改为AFA 3G，堆芯中子学参数发生了较大变化。因此，需要对许多事故重新进行分析。本文给出了大亚湾核电站18个月换料设计中非失水事故分析的主要假设和结果，并简要介绍了在18个月换料设计中应用的一些重要方法。分析结果表明，所有的事故均满足安全准则的要求。     

熔盐冷却球床实验堆堆内热源分布计算与分析

熔盐冷却球床堆采用球形燃料元件，冷却剂采用高温熔盐，其堆内热源分布与压水堆有着明显的区别，而与同样使用球形燃料元件的高温气冷堆相比，燃料球产生的中子和γ会在冷却剂中沉积更多的能量，因此准确计算堆内释热率分布对于这种新型反应堆的热工水力设计、瞬态分析、结构力学设计等都有重要意义。本文使用蒙特卡罗计算程序MCNP对中国科学院设计的10 MW固态燃料钍基熔盐实验堆（TMSR-SF1）堆内的释热率分布进行了详细计算研究，通过使用光子产生偏倚卡（pikmt），经过3次MCNP输运计算得到了TMSR-SF1寿期初（BOL）及寿期末（EOL）堆内各部件的总释热率、体积释热率分布和最大体积释热率。计算结果显示，燃料球释热率占堆内总释热率的94%以上，熔盐和反射层释热率占总释热率的1%以上，其他堆内部件释热率的比例都小于1%。寿期末燃料球、控制棒与石墨球的释热率均有所减少，而反射层等其他构件的释热率有所增加。     

钠冷快堆停堆保护方案研究

在借鉴中国实验快堆（CEFR）热工模型建模经验的基础上,利用Relap5程序建立霞浦示范快堆（CFR）的主要系统模型,并参考快堆安全分析中的预期瞬态无停堆保护（ATWS）的分析方法,对发生反应性意外引入事故时的安全裕度和停堆保护进行仿真研究。仿真结果表明,额定功率下发生反应性引入时,不会触发短周期的报警和停堆;当发生补偿棒失控提升5 s和10 s时的反应性意外引入事故,目前一回路保护参数整定值、信号测量延迟及安全棒落棒时间可以取其他值;当补偿棒失控提升15 s时,在目前的设计下,核功率和功率流量比信号能确保事故下的反应堆状态符合事故验收准则。当其他保护信号失效,堆芯出口钠温所触发的停堆保护若要实现同样的功能,则需保证反应堆在14.85 s之前进入深度次临界。      

球形燃料元件中包覆颗粒的分布效应研究

在球形燃料元件中,包覆颗粒的填充因子低于10%,分布具有很大的随机性。本文利用MATLAB程序实现了4种填充的建模方式,即体积等效规则填充、扰动的规则填充、随机的规则填充和完全随机填充模拟燃料球中包覆颗粒的分布。基于固态燃料钍基熔盐堆(Thorium-based Molten Salt Reactor with Solid Fuel,TMSR-SF1)设计中选用的包覆颗粒燃料参数,使用蒙特卡罗程序MCNP6 1.0和ENDF/B VII.0数据库进行了全反射边界条件下的单燃料球临界计算,精确量化了不同的建模方式引起的中子物理特性参数的差异。计算表明,这4种建模方式形成了不同的包覆颗粒聚集程度。包覆颗粒的聚集会导致丹可夫效应的增强,从而增大了中子被燃料吸收的概率,无限增殖因数随之增大,燃料温度系数随之减小。     

秦山一期核电站未能紧急停堆的预期瞬变导致堆芯熔化的进程及事故缓解措施研究

选择失去主给水、失去厂外电和正常运行情况下控制棒失控提升3个典型的导致未能紧急停堆的预期瞬变(ATWS)的初因事故,采用自行研制的基于SCDAP／RELAP5／MOD3．1的核反应堆严重事故分析平台,对秦山一期核电站ATWS初因导致堆芯熔化严重事故进程进行了分析研究,对防止ATWS导致堆芯熔化进程的缓解措施的有效性进行了验证。计算分析结果表明,二回路补水和一回路卸压的事故缓解措施能有效地阻止堆芯熔化进程。