球床氟盐冷却高温堆中~6Li摩尔浓度对冷却剂温度反应性系数影响的研究

球床氟盐冷却高温反应堆作为第四代反应堆,选用2LiF-BeF2做冷却剂。2LiF-BeF2中含有微观吸收截面很大6Li核素,其摩尔含量会对冷却剂的温度反应性系数造成影响,因此研究6Li摩尔含量对冷却剂温度反应性系数的影响十分必要。本文以无限球床为计算模型,利用SCALE6(Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation)对不同6Li摩尔含量的冷却剂温度反应性系数进行研究。分析结果表明,当冷却剂中6Li摩尔含量占Li元素总量的0.005%时,冷却剂中6Li和7Li的宏观吸收截面大致相当;随着6Li摩尔含量的增大,冷却剂的温度反应性系数由负向正转变,并逐渐增大;基于四因子公式的分析表明,引起冷却剂的温度反应性系数由负变正的主要因素为热中子利用系数的变化。     

球床型氟盐冷却高温堆的初步中子学分析

为分析球床型氟盐冷却高温堆（PB-FHR）堆芯的关键中子学参数,建立了显式随机模型,基于随机填充方法计算了燃料球石墨基质内所有三层各向同性包覆颗粒（TRISO）颗粒的空间坐标,并采用离散元方法计算出堆芯活性区内全部燃料球的空间坐标。最后采用蒙特卡罗程序开展中子输运计算,分析燃料颗粒随机分布对堆芯中子学参数的影响。研究结果表明,TRISO颗粒的随机分布对栅元增殖系数、栅元群截面、活性区燃料球功率的影响较小,本文研究可为简化PB-FHR设计提供理论依据。      

小型自然循环钠冷堆堆芯初步设计研究

提出了一种适用于分布式发电系统的小型自然循环钠冷堆AMTEC系统。通过对堆芯的临界计算和热工水力分析,研究了堆芯燃料装载量不变情况下,芯块半径、燃料棒长度和圈数对堆芯有效增殖因数k_eff、堆芯压降和传热的影响。同时分析了不同额外停堆裕量下,B₄C吸收层厚度和堆芯初始剩余反应性随燃料棒圈数的变化关系。计算结果表明：保持堆芯当量直径和冷却剂通道总截面积不变的情况下,减少燃料棒圈数和活性区长度不仅可增加k_eff,且能降低堆芯压降;为提高额外停堆裕量需增加吸收层厚度,但降低了堆芯初始剩余反应性,不利于电厂的经济性。     

小型可运输长寿命铅铋冷却快堆堆芯设计研究

为满足偏远地区供电需求,提出了一种小型可运输长寿命铅铋冷却快堆(STLFR)堆芯设计方案,额定热功率为20 MW,在不换料条件下可运行18 EFPY(有效满功率年)。为减小堆芯体积,堆芯采用蜂窝煤型燃料组件,内设若干冷却剂管道,管外为燃料,实现了较高的堆芯燃料体积占比。为展平堆芯径向功率分布,将堆芯燃料区沿径向划分为三区,分别采用不同的冷却剂管道尺寸。为降低堆芯高度,设计使用含高富集度~6Li的液态锂作为吸收体的液态吸收体控制系统。为降低初始剩余反应性,在堆芯控制组件与安全组件中布置两组固定式可替换吸收体,分别在堆芯燃耗1/3和2/3寿期时替换为固定式反射体。提出的堆芯设计方案在整个运行寿期内满足热工设计限值,控制系统和安全系统能独立满足堆芯控制和停堆要求。采用准静态反应性平衡方法对5种典型无保护事故工况进行分析,初步证明了堆芯具有固有安全特性。     

AP1000核电厂堆芯寿期延长研究

在AP1000核电厂寿期末,维持满功率运行所需的临界硼浓度已经达到约7×10-6。为实现寿期末核电厂满功率运行,必须采取堆芯寿期延长措施。在基准工况下通过控制汽轮机调节阀开度和降低反应堆冷却剂平均温度引入正反应性,可使核电厂满功率多运行17 d。此外,对慢化剂温度系数和高压给水加热器的关闭列数进行敏感性分析,结果表明,慢化剂温度系数越负,反应堆平均温度降温速率越小,堆芯预期寿期越长。在2种敏感性工况下核电厂寿期末分别可满功率多运行约12 d和54 d。     

球床结构对PB-FHR中子物理特性的影响研究

氟盐冷却高温球床堆（PB-FHR）中燃料球的装卸依靠浮力完成。球床结构受堆芯几何、装卸料速度、熔盐密度、熔盐流动等诸多因素的影响，其不确定性是反应堆物理设计和安全分析中重点考虑的内容。参考装卸料实验台架（PRED）的实验结果，采用蒙特卡罗程序（MCNP）完成了固态燃料钍基熔盐实验堆（TMSR-SF1）球床堆积密度、球床底部形状、冷却剂泄漏导致的液位下降等因素对中子物理关键参数的影响分析。结果表明，堆积密度的增加（50%~64%）导致燃料球装载量的增加、有效增殖因数的增加、温度系数的增加和控制棒价值的减小；相对于平坦型球床底部结构，外锥型结构会随着锥角的增加导致反应性先增加后减小，内锥型和斜面型结构则会引入负反应性；冷却剂泄漏事故引起的堆芯冷却剂液位大幅降低会导致堆积密实并引入负反应性。      

ADS铅冷却剂临界装置堆芯物理设计

为研究加速器驱动次临界反应堆系统(ADS)次临界堆芯与靶的耦合特性,以验证设计方法和计算程序,本文构建了ADS特有的快中子谱、较高能量放大系数及负温度系数的铅冷却剂临界装置堆芯,以用于开展不同富集度燃料特性、不同外源能谱与强度条件、不同实验样品的反应性影响、中子源与堆芯耦合特性等实验研究。确定了燃料元件构造、靶区结构、堆芯布置、反射层结构与价值、安全控制及反应性价值等物理参数,为下一步ADS铅冷却剂临界装置研制及实验研究提供了工程实施依据。     

组件型熔盐堆燃料组件的设计研究

熔盐堆是第四代核反应堆的六种构型之一,具有良好的经济性和固有安全性。以球形包覆颗粒燃料元件为基本单元设计了可用于熔盐冷却高温堆的燃料组件,并在此燃料组件模型下构建了组件型熔盐堆堆芯,研究了组件容器材料的种类、密度、厚度以及球形燃料元件中包覆颗粒填充率、FLi Be熔盐中7Li富集度对无限介质增殖因数K_(inf)、冷却剂反应性温度系数(Reactivity Temperature Coefficient,RTC)、排空反应性(Void Reactivity,VR)的影响。结果表明,作为组件材料,碳材料明显优于碳化硅材料;提高包覆颗粒(Tristructural Isotropic,TRISO)填充率、7Li富集度有利于提高堆芯的中子经济性和安全性。     

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。     

六边形套管型燃料堆芯临界质量测量试验结果验证分析

为验证核设计程序对燃料组件、铍组件和铝组件的计算可靠性,对六边形套管型燃料堆芯（HCTFR）临界质量测量试验数据进行了验证计算和偏差分析。通过分析不同位置铝组件的反应性差异,提出了新的近活性区铝组件计算模型,将铝组件近活性区布置方案的计算偏差从2.2%降低至0.1%,为堆芯核设计程序的工程验证奠定了较好的基础。      

棱柱式超级安全气冷堆堆芯物理特性研究

棱柱式超级安全气冷堆是可作为可移动微型核电装置的先进堆型之一。为研究其堆芯物理特性，利用蒙特卡罗程序建立堆芯模型，设计出一种堆芯装载方案和反应性控制方案，研究了燃耗、功率分布、中子通量密度分布、中子能谱、温度负反馈等特性，并初步分析了氙震荡。研究结果表明，该堆芯可实现热功率5 MW、寿期3 a的设计；径向功率分布均匀，轴向功率分段呈凹曲线形式；中子通量密度水平较低；中子能谱受温度影响较大，受燃耗影响较小；温度系数受燃耗、温度影响显著，燃料、活性区石墨系数为负值，反射层石墨系数为小的正值，堆芯具备事故工况下仅依靠温度负反馈自动停堆的安全性。氙震荡幅度很小，满功率停堆的碘坑深度仅-110 pcm,堆芯稳定性好。     

新型熔盐快堆的物理优化设计及99Mo产量分析

为提高新型熔盐快堆的堆芯中子经济与安全性能,并利用²³⁵U的裂变反应进行⁹⁹Mo同位素生产,应用SCALE6.1程序进行了堆芯几何参数优化,基于优化后的堆芯对⁹⁹Mo同位素的生产进行相关分析。结果表明：适当增加燃料元件半径、减小燃料栅元半径可提高有效增殖因子,同时降低冷却剂温度系数;当燃料元件容器壁厚为0.1 cm、燃料元件半径为3.5 cm、栅元半径为5 cm、活性区半径和反射层厚度分别为63 cm和100 cm时,堆芯运行寿期满足32个月,此时总反应性温度系数为-1.615×10^-5K^-1,保证了堆芯的固有安全性;选最外层燃料元件作为⁹⁹Mo生产的燃料靶件可提高⁹⁹Mo的产量,当燃料靶件提取周期为7 d时,⁹⁹Mo出堆年产量达到6.25×10¹⁶Bq,比活度为2.77×10¹⁵Bq·g^-1。     

核反应堆堆芯模糊多模型仿真系统开发与应用

单一功率水平处的堆芯模型无法准确地代表堆芯不同功率工况下的动态特性。为了解决这一问题，利用三角形隶属度函数对5个不同功率水平下的局部模型进行加权，建立堆芯模糊多模型，并开发模糊多模型仿真系统。以压水堆堆芯为对象，开展堆芯反应性和冷却剂进口温度的扰动仿真。结果表明，建立的堆芯模糊多模型仿真系统可适用于堆芯不同功率水平的仿真。      

氟锂铍熔盐热中子散射效应对熔盐堆中子学性能的影响

氟锂铍(FLiBe)熔盐作为液态熔盐堆的冷却剂和载体盐，具有一定的慢化性能，其热中子散射数据影响熔盐堆的中子学性能，进而影响熔盐堆物理设计和安全运行。基于通用蒙特卡罗粒子输运程序分析了液态FLiBe熔盐的热中子散射数据对65 MW熔盐堆堆芯中子能谱、不同能谱下有效增殖因数k_eff、核素反应率、温度反应性系数等中子学性能的影响。研究结果表明：考虑FLiBe熔盐热散射效应，堆芯中子能谱变硬，导致²³⁵U裂变反应率和k_eff变小，燃料的温度反应性系数中多普勒系数减小0.28×10^-5 K^-1，而密度反应性系数几乎无变化。当堆芯由热谱转变为相对较快的中子能谱时，FLiBe熔盐热散射效应导致²³⁵U裂变率减少的变化量降低，k_eff的下降幅度从9.2×10^-4变为2×10^-4。因此，熔盐堆堆芯物理计算需开展FLiBe熔盐的热中子散射数据影响的量化。     

小型可运输长寿命铅铋冷却快堆堆芯设计研究

为满足偏远地区供电需求，提出了一种小型可运输长寿命铅铋冷却快堆（STLFR）堆芯设计方案，额定热功率为20 MW，在不换料条件下可运行18 EFPY（有效满功率年）。为减小堆芯体积，堆芯采用蜂窝煤型燃料组件，内设若干冷却剂管道，管外为燃料，实现了较高的堆芯燃料体积占比。为展平堆芯径向功率分布，将堆芯燃料区沿径向划分为三区，分别采用不同的冷却剂管道尺寸。为降低堆芯高度，设计使用含高富集度⁶Li的液态锂作为吸收体的液态吸收体控制系统。为降低初始剩余反应性，在堆芯控制组件与安全组件中布置两组固定式可替换吸收体，分别在堆芯燃耗1/3和2/3寿期时替换为固定式反射体。提出的堆芯设计方案在整个运行寿期内满足热工设计限值，控制系统和安全系统能独立满足堆芯控制和停堆要求。采用准静态反应性平衡方法对5种典型无保护事故工况进行分析，初步证明了堆芯具有固有安全特性。     

板型燃料元件入口堵流条件下堆芯热工水力特性研究

应用多维堆芯物理与热工水力耦合程序PORSTA,充分考虑堆芯局部热工水力与中子动力学间的反馈效应,更贴近实际地模拟板型燃料元件堆芯的堵流状态,研究局部堵塞对堆芯热工水力特性的影响。结果表明:局部堵塞会引起强烈的堆芯局部热工水力和中子物理间的反馈效应,堵塞通道内将引入显著负反应性,功率下降;同时由于冷却剂流量减小,冷却条件恶化,通道内燃料中心温度、包壳表面温度以及冷却剂平均温度显著上升。堵塞局部亦将对全堆芯的热工水力特性产生影响。     

核反应堆堆芯功率模糊切换控制系统开发及应用

为利用不同类型控制器的性能优势,基于堆芯模糊多模型,利用比例-积分-微分（PID）控制器和模糊控制器,结合T-S型模糊规则设计模糊切换控制器。以三里岛核电站压水堆堆型堆芯为例,建立一套堆芯功率模糊切换控制系统并开展仿真研究。结果表明,与传统PID控制器相比,所设计的堆芯模糊切换控制器更适用于堆芯反应性阶跃扰动和堆芯冷却剂进口温度阶跃扰动下的堆芯功率控制。      

一体化小型氟盐冷却高温堆瞬态特性分析

根据下一代核能系统的发展目标,提出了采用自然循环的一体化小型氟盐冷却高温堆的概念。利用修改后的RELAR5-MS系统分析程序,建立了一体化小型氟盐冷却高温堆模型,并得到其稳态特性参数。在此基础上,对其在满功率运行状态下的反应性引入事故和失热阱事故进行了分析。分析计算表明,在反应性事故工况下,由于自然循环的存在,堆芯冷却剂流量随着堆芯温度发生动态变化,最终达到新的稳态,燃料棒和冷却剂温度均处于安全限值范围内。在失热阱事故下,反应堆负反馈的特性使得堆芯功率逐渐降低并实现自动停堆,即使不考虑余热排出系统的作用,燃料组件和冷却剂温度上升缓慢,在140 h内,燃料棒和冷却剂温度均处于全限值范围内。结果表明,一回路采用自然循环冷却的一体化小型氟盐冷却高温堆具有良好的固有安全性。     

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。     

小型长寿命核能系统燃料物理性能的研究

本文在简要说明世界上小型长寿命核能系统研究现状的基础上,提出了使用钍-铀燃料和铅-铋冷却剂构造小型长寿命堆芯的设想,并为此进行了一系列燃料物理性能的研究.对于长寿命核能系统的堆芯物理设计,使反应性随燃耗变动最小非常重要,同时应该尽可能地提高堆芯的燃耗以满足长寿命运行的需求.本文使用MCNP和MCBurn程序详细计算分析了使用不同的初始驱动燃料、不同栅格、燃料成分和类型、富集度条件下,燃料栅元的燃耗反应性变化等性能,并对其进行了能谱、转换比、富集度变化等方面的分析,经过对比初步确定了使用钍-铀燃料构造长寿命堆芯的物理条件,并以此为起点构造出一个堆芯,计算给出了反应性空泡系数等安全参数.