超高通量快中子研究堆需求分析

实现超高快中子通量是世界先进研究堆的重要发展方向,对于加快第四代先进核能系统燃料及材料创新发展具有重要意义。本文从先进核能堆内结构材料与核燃料的辐照考验、长反应链超钚元素生产等角度,初步分析了我国建设超高通量快中子研究堆的必要性。在此基础上,确定了超高通量快中子研究堆的堆芯最大中子注量率及其冷却剂,给出了反应堆主要参数及冷却剂流动方案。反应堆热功率为200 MW,冷却剂为铅铋合金,最大中子注量率大于1016 cm?2·s?1。      

超高通量快中子试验堆堆芯初步概念设计

针对先进核能系统发展需要,提出了超高通量堆的堆芯概念设计。本文采用板型燃料、正方形燃料组件设计,设置宽流道保证堆芯冷却剂占有较高的体积份额。堆芯采用52盒燃料组件,设置8盒控制棒组件和较厚的反射层。通过堆芯概念设计方案评价,结果表明堆芯循环长度可达100EFPD(等效满功率天),所提出的超高通量堆的最大中子注量率可达到1.08×10¹⁶ cm^-2·s^-1。     

CARR用U-Mo合金燃料的堆芯物理方案研究

U-Mo合金燃料具有铀密度高、辐照稳定性好和后处理简单等优点,是未来研究堆燃料的理想选择。在保持中国先进研究堆(CARR)主体结构不变的基础上,使用合适的U-Mo合金燃料替换CARR现有燃料,进行堆芯方案初步研究。通过对中子注量率、循环长度等关键参数的对比分析,给出了较优的堆芯物理设计方案。该堆芯物理方案具有更好的设计参数,并可节省大量的燃料经费支出,提高了反应堆运营的经济性。     

能谱变化对活化法中子注量测量的影响

在反应堆中子注量测量中，活化探测器可能会经历多个燃料循环的中子辐照，不同燃料循环的中子能谱也会发生变化。考虑到中子能谱变化的影响，对某批次国产反应堆压力容器辐照材料进行中子注量测量修正。计算结果表明，探测器权重快中子注量率（E＞1.0 MeV）修正后比理论中子注量率（E＞1.0 MeV）高1.75%；与修正前相比降低了3.73%，中子能谱变化的影响不容忽视。      

高燃耗下快堆燃料与包壳的化学相互作用模型建立及验证

快中子反应堆二氧化铀燃料元件在高燃耗、高中子注量率、高线功率和高温状况下运行,燃料与包壳材料会发生复杂的物理化学相互作用。燃料元件化学相互作用模型的建立对高燃耗快堆燃料元件的设计非常重要。针对快中子反应堆氧化物燃料元件与包壳材料发生的化学相互作用,采用动力学模型建立了二氧化铀与奥氏体不锈钢、铁素体-马氏体钢包壳材料的化学相互作用模型,并通过实验数据验证该模型。结果表明：建立的快堆二氧化铀燃料与奥氏体不锈钢的腐蚀模型可以成功预测最大燃耗10.8at%、辐照损伤87.5 dpa的包壳腐蚀;建立的快堆二氧化铀燃料与铁马钢的腐蚀模型可以成功预测最大燃耗9.3at%、辐照损伤76.6 dpa的包壳腐蚀。研究结果为高燃耗二氧化铀辐照元件及示范快堆燃料元件的设计和性能预测提供重要的参考价值。     

熔盐实验堆备用停堆方案及其可行性分析

反应性控制系统的设计是反应堆物理设计的主要内容之一。熔盐堆采用熔融的氟化盐混合物作为燃料,由于核燃料的特殊性,熔盐堆在反应堆设计方面与传统固体燃料反应堆有着较大区别。本文鉴于熔盐堆的特殊性,针对2 MW液态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel,TMSR-LF1),提出多种停堆方式,包括排燃料盐、套管中注中子毒物、改变燃料盐成分、改变堆芯石墨栅元数,并进行了计算分析。分析结果表明:往套管中注入中子毒物是在控制棒失效的情况下很好的替换停堆方式;燃料盐成分可调,是熔盐堆本身具有的特点,因此往燃料盐中添加BF_3、LiF-BeF_2-ZrF_4、LiF-ThF_4,是调节堆芯反应性很好的方式;改变石墨栅元数也可以使反应堆停堆。本研究分析可以为熔盐堆停堆方式提供技术储备和理论参考。     

燃料球体积填充率对2MW先进高温堆物理特性的影响

在燃料装载量不变情况下,燃料球体积填充率的变化对于先进高温堆的堆芯物理特性有重要影响。我们运用蒙特卡罗程序MCNP 5对Keff、中子能谱及中子注量率的空间分布进行了研究。计算中,燃料球体积填充率取值范围在最密堆积和最稀堆积之间(0.7405–0.5236)。结果表明,燃料球体积填充率的增加可以提高堆芯的Keff,促使中子能谱更加硬化,使中子注量率峰值所在轴向的位置上升。从而为先进高温堆的设计和计算程序的开发提供理论基础。     

研究堆燃料元件铝合金包壳表面温度限值研究

为了提高中子注量率水平,在建或在研的先进高通量研究试验堆需要更高的功率密度和热流密度,使得研究堆燃料元件铝合金包壳的使用温度不断提高,已接近其运行限值。本文对正常运行工况(工况1)和预计运行事件(工况2)下铝合金包壳表面温度限值及其确定方法进行研究。分析认为,对于研究堆用铝合金包壳,在工况1下包壳表面温度的主要限制因素是包壳材料的机械性能和保证冷却剂不沸腾;在工况2下按设计总则要求应保证燃料包壳不破损,具体应限制燃料芯体最高温度和包壳应力,不需要直接对包壳表面温度提出限值,但包壳表面温度与前2者仍存在关联性,应给予关注。     

裂变-聚变中子源

为适应聚变堆的发展和处理高放废物的需要,提出裂变-聚变中子源的概念,它是采用LiD组件放在高通量反应堆中或中国先进研究堆(CARR)重水区中,通过慢中子与6Li(n,a)反应产生2.739 MeV氚离子,它与LiD中的D发生聚变反应,产生聚变中子;随着LiD中氚的快速积累,14 MeV 中子产生的D反冲粒子流与氚发生聚变反应,增长聚变中子产额,使 14 MeV 中子注量率逐渐升高.当氚浓度接近0.5×1022时,D反冲粒子流与氚的聚变反应率的产额接近于1,聚变中子将成倍的增长,类似于连锁反应,使聚变中子产额达到饱和,即t时刻产生氚,都被用于产生聚变反应,形成裂变-聚变中子源.这时的通量非常高,必须在接近饱和前对设定的通量(如3.5×1014n/cm2·s)下逐步降低反应堆功率,如降低CARR 中子注量率,使其在设定的通量下达到饱和,适应聚变堆中子注量率的需求.论述了裂变-聚变中子源的原理,聚变中子产生率,氚的积累速率和浓度,D反冲粒子流和与氚的聚变反应速率,以及其影响因素.在均匀中子场下(即不考虑中子降抑的情况下)计算了外径180 mm、内径100 mm的LiD管道中聚变中子注量率.     

用固体径迹探测器验证公式Φ_U（r）／_U≈Φ_M（r）／_M

利用固体径迹探测器测量反应堆不同位置燃料元件内的中子注量率，得到反应堆燃料元件内的中子注量率分布。与对应点慢化剂内中子注量率进行比较，对反应堆物理实验中一个近似假设公式ΦＵ（ｒ）／ΦＵ≈ΦＭ（ｒ）／ΦＭ进行了验证。给出了该公式成立的条件。     

环形元件超高通量堆堆芯初步概念设计

基于环形燃料元件,提出了一种超高通量堆(UFR)堆芯概念设计。UFR燃料组件设计采用61个燃料元件构成的六角形组件,堆芯采用52盒燃料组件、9盒控制棒组件和厚反射层设计。通过开展堆芯概念设计方案评价,给出了堆芯循环长度、中子注量率、中子能谱、中子空间分布等关键参数。结果表明,在当前的总体参数下所提出的UFR的最大中子注量率可达到1.0×10¹⁶ cm^-2·s^-1。     

基于SCADE的反应堆中子倍增时间算法设计与验证

为实现反应堆装料至升功率期间对核裂变反应速率的密切监视,需对反应堆中子倍增时间进行正确稳定的测量。本文基于对中子注量率测量的统计特性分析,设计了一种适用于压水堆核仪表系统的倍增时间算法,并利用SCADE软件对实现了算法,同时在方家山核电工程2号机组上进行了堆上试验,试验验证了该算法的稳定性、及时性和有效性。因此,本研究设计的反应堆中子倍增时间算法能够应用于压水堆核仪表系统中子注量率测量信号的处理。      

离散纵标输运计算方法在压水堆核电厂41Ar活化源项分析中的应用

压水堆核电厂功率运行期间,反应堆压力容器外的环形空腔空气中所含的⁴⁰Ar被中子活化,形成具有放射性的⁴¹Ar。文章采用二维离散纵标输运计算程序DORT分析了反应堆堆腔区域的中子注量率分布情况,采用NJOY评价核数据处理程序,根据DORT分析得到的通量作为权重通量,利用基础评价核数据库ENDF/B-Ⅶ.0制作⁴⁰Ar中子俘获反应的微观截面,在此基础上,分析了百万千瓦级压水堆核电厂每台机组反应堆堆腔空气中⁴⁰Ar中子活化生成⁴¹Ar的生成率以及电厂⁴¹Ar的环境排放源项。文章给出的⁴¹Ar源项分析方法可作为压水堆核电厂设计中确定⁴¹Ar源项的最佳估算值的参考。     

固体径迹探测器测量反应堆功率研究

在零功率反应堆上利用固体径迹探测器直接测量燃料元件内的裂变率，可得到反应堆的功率。同时测量反应堆某位置的热中子通量密度，继而可得到单位功率的热中子通量密度。因此，通过测量该点的任何热中子通量密度即可得到反应堆的运行功率。该方法可以减少与能谱测量有关的修正工作。由于辐照所需的中子通量密度低、时间短，因此与活化法等相比具有明显的优点。     

A quantitative estimate on the heat transfer in cylindrical fuel rods to account for flux depression inside fuel

In a nuclear reactor, the power is limited by thermal rather than by nuclear considerations. The reactor core must be operated at a power level that the temperatures of the fuel and cladding anywhere in the core must not exceed safety limits to avoid damages in the fuel elements.Heat transfer from fuel pins can be calculated analytically by using a flat power density in the fuel pin. In actual practice, the neutron flux distribution inside fuel pins results in a smaller effective distance for the heat to be transported to the coolant. This inherent phenomenon gives rise to a heat transfer benefit in fuel pin temperatures.In this research, a quantitative estimate for transferring heat from cylindrical fuel rods is accomplished by considering a non-uniform neutron flux, which leads to a flux depression factor. This, in turn, alters the temperature inside the fuel pin. A theoretical relationship combining the flux depression factor and a ratio of temperature gradients for uniform and non-uniform is derived, and a computational program, based on finite volume method and energy balance, is developed to validate the considered approximation.     

微型反应堆裂变率分布实验研究

利用固体径迹探测器测量处于微型反应堆不同益的燃料元件内单位体积的裂变率，得到了堆的裂变经分布和总裂变率，并与其它参数相结合求得了反应堆功率。同时，测量了对应功率下反应堆内辐照座的热中子通量密度得到单位功率的热中子能量密度，即额定中子能量密度下的运行功率。文章给出的测量方法，避免了金箔法测量反应堆功率所引入的近似假设。     

Application of candle burnup strategy for future nuclear energy utilization

The CANDLE burnup strategy is a new reactor burnup concept, where the distributions of fuel nuclide densities, neutron flux, and power density move with the same constant speed along the core axis from bottom to top (or from top to bottom) of the core and without any change in their shapes. Therefore, any burnup control mechanisms are not required, and reactor characteristics do not change along burnup. The reactor is simple and safe. If this burnup scheme is applied to some neutron rich fast reactors, either natural or depleted uranium can be utilized as fresh fuel after second core and the burnup of discharged fuel is about 40%. It means about 40% of natural or depleted uranium can be utilized without either enrichment or reprocessing.

In the ideal nuclear energy utilization system, the radioactive toxicity in the environment should remain or decrease after the utilization. This requirement is very severe and difficult to be satisfied. It may take too much time for its realization. The CANDLE burnup may substitute this period. Though it is a once-through fuel cycle, the discharged fuel burnup is about ten times of the present value for light water reactors. The space necessary for final disposal can be drastically reduced. However, in order to realize such a high burnup of discharged fuels some innovative technologies should be developed. Either new material standing still for such a high burnup or intermediate recladding will be required. Especially new fuel development will take a lot of time. For the time being a small reactor with CANDLE burnup may be a good option for nuclear power generation. Even this kind of reactor requires some innovative technologies and a long period for their developments. For the first stage of CANDLE burnup the prismatic fuel high-temperature gas cooled reactor is preferable. Since the design of this reactor fits to the CANDLE burnup very well, only a little time is required for its research and development.     

Characterization of neutron field in the experimental fast reactor JOYO for fuel and structural material irradiation test

The experimental fast reactor JOYO has been operated as an irradiation test facility for fast reactor fuel and structural material since 1983 with its MK-II core. During this time, an extensive study was conducted to characterize the neutron field in order to assure the accuracy and reliability of neutron fluence. Neutron flux for a given irradiation test was calculated using a core management code system based on three-dimensional diffusion theory. It was then corrected with the adjusted neutron spectrum by means of the multiple foil activation method. The neutron fluence calculation accuracy in the fuel region was evaluated within a 5% error by comparing the burn-up of spent fuel with the measured values, which had been obtained from their post-irradiation examination. At positions away from the fuel region, the neutron flux distribution was calculated using a two-dimensional transport code. A Monte Carlo code was also used to analyze the detailed neutron flux distribution within an irradiation test subassembly that had a heterogeneous internal structure. With the neutron flux results various irradiation parameters, such as displacement per atom (dpa) and helium production, could be evaluated. A helium accumulation fluence monitor has been developed to measure not only neutron fluence but also helium production. Neutron flux and fluence obtained from the core management calculations were compiled as a database for users’ convenience together with related irradiation information and fuel subassembly material compositions. These data are expected to be widely used in the post-irradiation analysis of fuel and structural material.