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。     

熔盐实验堆堆芯物理参数研究

熔盐堆(Molten Salt Reactor,MSR)采用熔融的氟化盐混合物作为燃料,由于核燃料的特殊性,MSR在中子物理学方面与传统固体燃料反应堆有着较大区别。本文基于蒙特卡罗程序MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code),以美国橡树岭国家实验室(Oak Ridge National Laboratory,ORNL)熔盐堆实验(Molten-Salt Reactor Experiment,MSRE)为参考反应堆,系统研究了堆芯尺寸、燃料盐体积比、燃料盐重金属摩尔比、燃料盐渗透等物理参数对堆芯物理特性参数的影响。结果表明:随着堆芯尺寸增加,堆芯临界装载量有最小值;随着燃料盐体积比增加,燃料盐回路系统中重金属临界装载量先减少后增加,燃料温度系数的绝对值同样先减小后增加;燃料盐浸渗对堆芯反应性的影响,与燃料盐体积比增加对堆芯反应性产生的影响一致。本研究为2 MW液态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel,TMSR-LF1)设计提供理论参考。     

ORNL 10MW熔盐实验堆(MSRE)排盐罐冷却系统热工水力特性分析

熔盐堆以液态熔盐为燃料,停堆后熔盐排入排盐罐中,余热排出系统利用排盐罐中冷却套管内的循环冷却水将余热导出。本文针对美国10 MW熔盐实验堆(MSRE)排盐罐套管式换热元件的结构特点,分析了套管气隙层宽度以及冷却水上升环腔宽度对系统功率、自然循环过程等的影响。计算结果表明,当气隙层宽度在3.1–5.1 mm时,系统冷却功率及循环流量相差均在5%内,对系统影响不大;当冷却水上升环腔宽度从3.6mm增至5.1 mm时,系统循环流量从1.9 kg/s增至4.79 kg/s,换热功率变化不明显。     

熔盐堆用冷冻阀的热-结构特性研究

反应堆安全是任何核能系统开发与设计的重要组成。冷冻阀是熔盐堆的核心技术之一,其热力学特性直接关系到熔盐堆核能系统的固有安全。本文旨在通过研究冷冻阀的热-结构特性并进行优化,探索可靠的安全设计,提高第四代核能系统的固有安全性,利用ANSYS软件建立了冷冻阀的三维有限元模型,对其关闭状态和开启过程进行了分析研究。结果表明:1)冷冻阀的扁平部位由于内部空间熔盐少,熔盐熔融和冻结容易控制,是实现开关功能和熔盐堆过热安全泄放的核心部位;2)获得了不同因素(如换热系数、加热功率、保温尺寸等)对冷冻阀在关闭状态与开启过程中的温度场及应力大小的影响规律,为冷冻阀的优化设计及安全运行管理提供了依据;3)由于初始模型中部分设计不合理(如保温尺寸和加热功率等),导致冷冻阀热应力过高,容易引起疲劳损伤,经分析优化和改进后,最大热应力明显减小,综合性能得到很大提高。     

熔盐堆稳态物理-热工耦合计算研究

采用基于任意三角形网格解析基函数展开法的三维扩散堆芯物理计算和采用并联多通道模型的堆芯热工水力计算,开发了石墨慢化的通道式熔盐堆的物理-热工耦合计算程序。针对美国熔盐堆实验（MSRE）,用橡树岭国家实验室技术报告中的结果验证了程序的正确性,并计算分析了在稳态情况下MSRE堆芯中的三维功率分布、流量分配以及熔盐和石墨的温度分布。     

熔盐堆热管式非能动余热排出系统建模及程序开发

热管式非能动余热排出系统（HP-PRHRS）概念设计可有效提升熔盐堆非能动安全特性。基于HP-PRHRS结构和熔盐堆运行特点，建立了一套较为完整的数学物理模型，涵盖了熔盐堆堆芯物理热工耦合、高温热管和HP-PRHRS运行等。采用上述模型开发了HP-PRHRS分析程序PRAC，利用MSRE基准题和瞬态实验数据进行了对比验证。结果表明：PRAC程序计算值与基准题和实验结果吻合良好，证明了模型和程序的准确性。HP-PRHRS模型和PRAC程序能为后续开展HP-PRHRS深入设计提供模型和软件基础。     

熔盐实验堆堆芯结构变化对反应性的影响分析

熔盐堆采用液态燃料,由于燃料的流动性,堆芯结构的变化会直接影响堆芯活性区的燃料盐装载量,从而影响堆芯物理特性参数。本文基于蒙特卡罗程序MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code),以2 MW液态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel,TMSR-LF1)设计模型为参考,系统研究了套管破裂、石墨构件移动、石墨破损、燃料盐浸渗度等因素对堆芯反应性的影响。结果表明:对于堆芯套管破裂,堆芯引入正反应性,破裂位置离堆芯中心越近,引入的反应性越大;对于石墨构件移动,随着扇形石墨构件向外移动,堆芯反应性增加;对于堆芯石墨破损,破损发生后,原燃料盐流道被石墨堵住时,则堆芯反应性减小;对于堆芯石墨破损,破损发生后,新燃料盐流道形成时,当石墨破损半径较小时,堆芯反应性会增加,当石墨破损半径较大时,堆芯反应性会减小。对于堆芯石墨发生燃料盐浸渗,堆芯反应性增加,且燃料盐渗入量越大,反应性变化越大。本研究为2 MW TMSR-LF1安全分析提供参考依据。     

液态燃料熔盐堆三维动力学程序开发及验证

液态燃料熔盐堆的燃料熔盐在一回路中循环流动,一回路高温熔盐既是燃料,又是冷却剂,大部分核裂变能直接释放在燃料熔盐之中。随着燃料熔盐流动,一部分缓发中子先驱核（Delayed Neutron Precursors,DNP）在堆芯外一回路中衰变引起反应性损失。液态燃料熔盐堆中子物理与热工流体紧密耦合,传统固态燃料反应堆堆芯核热耦合程序不再适用于液态燃料熔盐堆。针对液态燃料熔盐堆特点,建立了包含带对流项的DNP输运方程和带热内热源热工流体方程的液态燃料熔盐堆动力学模型,并基于节块展开法,开发了堆芯三维动力学程序ThorCORE3D。使用美国橡树岭国家实验室建造运行的熔盐实验堆（Molten Salt Reactor Experiment,MSRE）稳态和瞬态实验基准题,对ThorCORE3D程序进行了初步验证。结果表明：ThorCORE3D程序计算值与MSRE实验值吻合良好,适用于液态燃料熔盐堆稳态设计与瞬态分析。     

熔盐堆不同堆芯边界下的物理研究

熔盐堆的进出口通道与堆芯相互连通,流动的液态燃料可以在通道和堆芯间自由穿行,有别于具有固定边界条件传统固体燃料反应堆。本文基于蒙特卡罗程序MCNP,以MSRE为参考反应堆,系统研究了熔盐堆不同燃料区域对反应堆物理的影响,其内容包括堆罐顶部和底部燃料,流通管道内燃料。分析了不同边界条件下的堆芯物理,给出了有效堆芯区域。结果表明,堆罐顶部和底部燃料对有效增殖因子(keff)和能谱影响较大,出口管道半径小于25 cm对有效增殖因子影响不大,管道长度超过20 cm后对有效增殖因子的扰动可以忽略,从而为熔盐堆的设计和计算程序的开发提供了理论基础。     

熔盐增殖堆初步安全分析

熔盐堆是第四代核能论坛确定的6种先进四代堆型之一,在固有安全、燃料循环、小型化、核资源的有效利用和防止核扩散等方面有其特有的优点。美国橡树岭国家实验室基于熔盐实验堆(Molten Salt ReactorExperiment,MSRE)设计、建造和运行经验,完成了熔盐增殖堆(Molten Salt Breeder Reactor,MSBR)概念设计。本文对MSBR进行初步的安全分析,为进一步改进和优化熔盐堆安全特性提供参考。根据MSBR的概念设计,建立了一个采用耦合简化传热机制点动力学的安全分析模型,并通过MSRE实验数据进行了验证。应用该模型模拟计算了MSBR在阶跃反应性和线性反应性引入后的堆芯热功率、堆芯石墨和堆芯熔盐温度瞬态。结果表明:在引入不超过500 pcm反应性情况下,无需采取任何措施,不会出现温度过高、堆芯结构材料融化事故;若需采取控制措施,线性引入反应性比阶跃引入反应性更易于控制,且应尽量避免短时间内引入反应性。     

1 GWt PB-FHR负荷跟踪运行特性分析

为研究熔盐堆系统在商业应用中的价值，分析其是否满足电网负荷的变化需求和安全运行的能力，本文以1 GWt球床式氟盐冷却高温堆（PB-FHR）为研究对象，仿真计算其在负荷跟踪模式下的瞬态行为和运行特性。以RELAP5/MOD4.0程序为研究工具，并植入相关的熔盐物性与计算关系式，建立氟盐冷却高温堆的热工水力系统与功率控制系统的仿真模型，对典型负荷工况参数变化情况下控制系统的响应特性进行仿真分析。结果表明：该氟盐冷却高温堆系统在设计的控制逻辑的调控下，展示出良好的负荷跟踪运行能力，堆芯功率能迅速响应负荷变化，功率超调和温度超调小，反应堆的运行参数始终处于合理的运行范围内。     

基于KNN方法的熔盐堆系统瞬态识别模型开发及分析

熔盐堆作为第四代先进核能系统之一，在安全性、经济性、防核扩散和可持续性等方面具有独特的优势。为了保障熔盐堆运行安全，需要快速、准确地识别瞬态工况，目前的瞬态识别方法主要依赖于操作员人工识别，这会引入较大的人为因素，严重影响核电安全。为了减少熔盐堆系统瞬态识别过程中引入的人为因素，提高熔盐堆运行安全，使用RELAP5-TMSR程序对美国橡树岭国家实验室建造运行的熔盐实验堆（Molten Salt Reactor Experiment,MSRE）的瞬态工况进行建模与仿真，产生数据集，基于K近邻（K-Nearest Neighbor,KNN）机器学习方法，建立了熔盐堆系统瞬态识别模型，并对识别模型在噪声下的鲁棒性进行了分析和优化。结果显示：基于KNN方法建立的熔盐堆系统瞬态识别模型在测试集上的F1分数达到99.99%；在噪声下的识别F1分数达到94.32%，具有较高的鲁棒性；进一步优化后的熔盐堆系统瞬态识别模型在噪声下的F1分数达到99.73%，能较为准确地识别MSRE的瞬态工况，满足熔盐堆系统瞬态识别需求。基于KNN方法的熔盐堆系统瞬态识别模型能够有效识别系统瞬态工况，可应用于熔盐堆智能运...     

氟盐冷却球床堆与HTR-10和MSRE的定量相似性分析

氟盐冷却球床堆是当前国际上一种新的研究堆型,尚无已经建造完成的反应堆,因此,选择相似且具有运行经验的反应堆作为基准题有助于堆芯核设计软件适用性分析。利用国际上常采用的相似性分析软件,可对熔盐实验堆(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE)及10 MW高温气冷堆(10 MW high-temperature gas-cooled test reactor,HTR-10)与氟盐冷却球床堆的相似性进行分析,定量判断它们作为基准题的合理性。分析结果表明,MSRE和氟盐冷却球床堆的能谱峰位能量接近且堆内元素种类相近,二者相似程度较高;常温临界HTR-10和氟盐冷却球床堆冷却剂不同,且能谱峰位能量差异较大,二者相似程度较低。因此,MSRE是氟盐冷却球床堆中子物理设计软件较理想的基准题。     

1 GWt PB-FHR负荷跟踪运行特性分析

为研究熔盐堆系统在商业应用中的价值,分析其是否满足电网负荷的变化需求和安全运行的能力,本文以1 GWt球床式氟盐冷却高温堆(PB-FHR)为研究对象,仿真计算其在负荷跟踪模式下的瞬态行为和运行特性。以RELAP5/MOD4.0程序为研究工具,并植入相关的熔盐物性与计算关系式,建立氟盐冷却高温堆的热工水力系统与功率控制系统的仿真模型,对典型负荷工况参数变化情况下控制系统的响应特性进行仿真分析。结果表明:该氟盐冷却高温堆系统在设计的控制逻辑的调控下,展示出良好的负荷跟踪运行能力,堆芯功率能迅速响应负荷变化,功率超调和温度超调小,反应堆的运行参数始终处于合理的运行范围内。     

液态熔盐堆堆芯功率模糊PID控制

液态熔盐堆采用熔融氟化盐为燃料，燃料熔盐出口温度是衡量熔盐堆安全的重要指标。通过堆芯功率控制可实现燃料熔盐出口温度控制。将液态熔盐堆堆芯划分成内区和外区，并基于能量守恒原理建立堆芯非线性模型，采用微扰理论对非线性模型进行线性化。基于堆芯线性化模型，采用模糊比例-积分-微分（PID）控制器设计堆芯功率控制系统。以熔盐增殖堆（MSBR）为例，开展堆芯功率控制仿真。结果表明，引入10-3、2×10-3阶跃反应性时，模糊PID控制器可以减小系统响应的上冲幅度和超调量，并且在堆芯功率发生了较大的负荷变化时，模糊PID控制器可以对堆芯功率的变化实现良好跟踪。故所采用的模糊PID控制器具有良好的动态性能，可实现对堆芯功率的良好控制。      

373 MW熔盐堆非能动余热排出系统换热元件的优化设计

熔盐堆是第四代先进核能系统的候选堆型之一,具有经济性好、安全性高以及燃料循环灵活等诸多优点。排盐罐非能动余热排出系统是熔盐堆非能动安全系统的重要组成部分。本文针对373 MW熔盐堆的非能动余热排出系统进行优化设计研究。通过对比MATLAB程序和CFD分析软件FLUENT对美国橡树岭国家实验室设计的熔盐实验堆(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE)模型的计算结果,完成了二者作为熔盐堆排盐罐非能动余热排出系统设计与分析软件的论证。针对373 MW熔盐堆的排盐罐非能动余热排出系统提出了初步设计方案,并基于FLUENT仿真结果针对核心部件换热元件进行了一系列分析优化。分析结果表明:在保证换热元件壁面最高温度不超过977.4 K最高设计温度的前提下,换热元件采用正方形排布,间距值取95.0 mm可以实现经济最大化;减小气隙层对传热强化作用有限,因此气隙层宽度仍采用4.3 mm。     

基于PSA的压水堆LBLOCA不确定性分析

为了结合确定论与概率论分析开展更加真实的核反应堆事故工况安全分析,提出了一种结合概率安全分析（PSA）和最佳估算加不确定性（BEPU）分析的方法,并以典型三环路压水堆冷管段双端断裂大破口失水事故（LBLOCA）的极限事故为对象,首先基于PSA开展了应急堆芯冷却系统的事故失效分析,而后结合BEPU分析评估了事件树中各事故序列的包壳峰值温度（PCT）分布及条件堆芯损坏概率（CCDP）,最终确定了压水堆在该事故工况中的堆芯损坏频率（CDF）。分析结果表明,压水堆在冷管段双端断裂工况中应急堆芯冷却系统能够保证反应堆的安全,且一列低压安注系统足以排出堆芯余热及保证反应堆安全。      

数字化安全级DCS紧急停堆系统共因失效分析

以2oo3架构数字化安全级分布式控制系统（DCS）紧急停堆系统为研究对象,采用Markov方法对其建立可靠性模型,分别计算并对比了考虑共因失效和不考虑共因失效2种情况下紧急停堆系统的拒动概率,同时对系统拒动概率相对于共因失效因子变化的敏感性进行了重点分析。结果表明,拒动概率随着共因失效因子的增加而变大,因此,在系统设计中需采取有效措施对冗余系统的共因失效进行控制,降低共因失效因子,从而提高紧急停堆系统的可靠性。      

基于变论域模糊PID的液态熔盐堆堆芯功率控制

液态熔盐堆堆芯系统具有非线性、时变性等特点，模糊比例积分微分（PID）控制技术因初始论域不能跟随误差变化而伸缩，使得系统的控制精度降低，故设计了一种基于变论域模糊PID控制器的堆芯功率控制策略。以熔盐增殖堆MSBR堆芯为例，在堆芯入口温度扰动或堆芯反应性扰动下，使用Matlab/Simulink对PID控制、模糊PID控制与变论域模糊PID控制下的效果进行仿真对比。结果表明，基于变论域模糊PID控制器建立的堆芯功率控制系统响应速度更快，超调量更小，控制效果更佳。      

新概念熔盐堆的固有安全性及相关关键问题研究

新概念熔盐堆是6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。