TMSR堆芯CFX多孔介质传热建模分析

钍基熔盐堆(TMSR)是一种使用石墨包覆颗粒作为燃料,熔盐作为冷却剂的第4代反应堆。TMSR堆芯区域的球形燃料增加了反应堆热工水力分析的复杂程度,为了分析反应堆在发生丧失强迫循环后堆芯的温度分布情况,需对整个堆芯进行CFD建模模拟。本文对TMSR堆芯进行几何建模和网格划分,并使用ANSYS CFX进行了多孔介质模型的建模模拟。在主要考虑导热换热和浮力影响以及两种不同的保温层厚度情况下,对堆芯稳态运行时的温度分布和发生事故后60s的瞬态温度分布进行了初步分析。研究结果证明了利用CFX及其多孔介质模型对TMSR堆芯进行模拟的可行性,并与REALP5-3D结果进行比较,初步验证了在该简化模型的边界条件下,堆芯熔盐短时间内不会发生沸腾。     

1GW固态燃料熔盐堆运行瞬态分析

钍基熔盐堆(Thorium-based Molten Salt Reactor,TMSR)作为一种新的堆型,具有独特的安全与运行特性。研究其热工水力特性,对其进行瞬态分析,将有助于深刻理解该反应堆。本文介绍了1 GW固态熔盐堆的堆芯设计方案,并描述了用于瞬态分析的详细程序结构。其中,利用RELAP5对其热工水力模型进行模拟;利用Simulink对其控制系统模型进行模拟。通过预期运行瞬态,例如功率降低、堆芯反应性引入、二回路温度变化等工况显示了其运行特性,并验证了控制系统可以使反应堆达到安全稳定状态,而不触发保护系统动作。     

熔盐堆物理热工耦合程序开发及验证分析

熔盐堆(Molten Salt Reactor,MSR)是第四代反应堆6种堆型中唯一的液态燃料反应堆,与固态燃料-液体冷却剂反应堆相比,原理上有较大不同。在熔盐堆中,流动的熔盐既是燃料又是冷却剂与慢化剂,中子物理学与热工水力学相互耦合;由于熔盐的流动性,缓发中子先驱核会随燃料流至堆芯外衰变,造成缓发中子的丢失,导致堆芯反应性降低。正是由于熔盐堆的这些新特性,造成熔盐堆内缓发中子先驱核、温度等参数变化与固态燃料反应堆有所不同,需要研究熔盐堆在各种工况下的相关物理参数变化。本文主要工作是考虑缓发中子先驱核的流动性对熔盐堆的影响,研究适用于熔盐堆的二维圆柱几何时空中子动力学程序及与之耦合的热工水力学程序;利用该程序对熔盐堆中子物理学和热工水力学进行耦合计算,验证熔盐堆相关实验数据;并且计算了熔盐堆无保护启停泵及堆芯入口温度过冷过热工况,用于分析熔盐堆的安全特性。计算结果表明,程序能够对熔盐反应堆实验(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE)的相关实验数据进行较好的模拟计算,并且验证了熔盐堆的固有安全性。     

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。     

熔盐堆有效缓发中子份额β_(eff)的计算及分析

有效缓发中子份额(β_(eff))是研究反应堆动态特性的重要参数。在熔盐堆(MSR)中,采用液体燃料,导致β_(eff)的计算与传统的采用固体燃料反应堆的计算方法不同。本文研究了MSRβ_(eff)的计算方法,并对嬗变熔盐堆(MOSART)的β_(eff)进行了计算,并分析了熔盐在堆外流动时间和熔盐入口速度对β_(eff)的影响。计算结果表明:固定堆芯入口速度,熔盐在堆芯外流动的时间增加,β_(eff)会减小;固定熔盐在堆芯外流动时间,熔盐在堆芯入口速度增大,β_(eff)会减小。     

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。     

基于指数变换的三维六角形节块法动力学程序开发及验证

熔盐堆是第四代先进反应堆6个候选堆型之一,包括液态燃料熔盐堆和固态燃料熔盐堆,其中固态燃料熔盐堆采用高温熔盐作为冷却剂,具备高温、常压、高功率密度等优点,在固有安全性以及经济性上具有极大的优势和潜力。为了开展六角形燃料组件熔盐冷却先进高温堆瞬态分析和安全评估,基于指数变换和六角形节块展开法,开发了三维时空动力学程序TCORE3D-HEX。选取了两个俄罗斯VVER型压水堆国际基准题算例,通过对比及分析国际上几种适用于六角形几何的时空动力学程序,验证TCORE3D-HEX程序的正确性。结果表明:基于指数变换和六角形节块法开发的三维时空动力学程序数值计算结果与国际上其他程序计算结果符合得很好,初步验证了程序的正确性,为钍基熔盐堆核能系统(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)设计提供了可靠的分析和评估工具。     

RELAP5-3D在固态燃料TMSR热工水力计算中的初步适用性分析

钍基熔盐堆(TMSR)是第4代裂变反应堆,由FLIBE熔盐作冷却剂,能在高温下工作,并具有较高的热效率。TMSR堆芯由球形燃料组成,几何结构复杂,需采用三维模型,因此应用RELAP5-3D建立三维模型方法来代替传统的一维建模系统分析方法是很有必要的。文章研究了RELAP5-3D在TMSR热工水力计算中的适用性分析,通过比较RELAP5-3D与适用于TMSR的传热模型和压降模型,得到层流、湍流、过渡流传热经验关系式和压降关系式的差别,从而分析了RELAP5-3D的适用性。结合RELAP5-3D三维建模的特点,对TMSR堆芯进行三维建模,并进行稳态调试计算。在相同条件下,通过与CFX进行堆芯轴向温度结果对比,进一步验证了RELAP5-3D在TMSR三维堆芯建模中的可行性。在原有TMSR堆芯模型基础上,加入泵和换热器,形成完整的一回路模型,并进行稳态计算和LOFC事故分析。通过初步的理论分析与建模计算,证明RELAP5-3D在固态燃料TMSR热工水力计算中具备一定的适用性,可用于初步热工水力系统分析。     

熔盐快堆缓发中子先驱核湍流输运效应

针对熔盐快堆中子物理与水力强耦合的特点,使用开发的熔盐堆三维多物理耦合程序TMSR3D,分析了稳态情况下锕系元素再循环嬗变熔盐堆(MOSART)缓发中子先驱核守恒方程中湍流扩散项对熔盐快堆堆芯物理参数的影响。结果表明:在稳态情况下,湍流扩散项对堆芯有效增殖因数影响很小,对堆芯快中子和热中子通量密度的影响也很小,但湍流扩散项对堆芯缓发中子先驱核分布的影响大,且影响程度与具体的湍流运动黏度分布、湍流施密特数和不同的缓发中子先驱核群相关。     

核石墨与熔盐相容性测试装置设计与实验

钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)是以核石墨为反射体及慢化体、2Li F-BeF_2(FLiBe)熔盐为主冷却剂的反应堆。在TMSR中,核石墨直接与熔盐接触。由于石墨的多孔特性,熔盐有可能渗入石墨的孔隙中,引发其力学、热学性能的变化。研究熔盐在TMSR环境下是否渗入候选核石墨及其浸渗量,对于反应堆的运行安全至关重要。基于自行研制的熔盐浸渗实验装置,采用静态熔盐浸渗试验方法,测试TMSR候选核石墨T220在不同压强下的熔盐浸渗量,并研究了温度、时间对T220、NBG-18及IG-110石墨材料熔盐浸渗行为的影响。研究结果表明:T220石墨的临界浸渗压强介于600~700 kPa之间,这说明在TMSR工况下(500 kPa)该石墨不发生FLiBe熔盐浸渗。温度(600℃和700℃)及时间(20~2 000 h)对三个牌号石墨熔盐浸渗行为影响不大。     

基于MOREL2.0对石墨慢化熔盐堆的稳态分析

熔盐堆采用熔融的氟化盐混合物作为燃料和堆芯的冷却剂，由于燃料的流动，熔盐堆在中子学和热工水力学方面与传统固体燃料反应堆有着较大区别。本文基于熔盐堆分析程序MOREL2.0对钍基熔盐堆（TMSR）初步堆芯设计方案进行了稳态计算分析，结果表明：燃料流动对缓发中子先驱核的分布影响较大，并导致169 pcm反应性损失；随燃料在外部回路中滞留时间的增加，k_eff降低，80 s后趋于平稳；TMSR具有负的入口燃料温度系数，具有固有安全性。     

熔盐堆栅格参数优化

针对新型的采用无铍熔盐燃料的氧化铍慢化钍基熔盐堆,利用上海核工程研究设计院自主开发的SONG/TANG-MSR程序系统,通过大量的方案分析,在熔盐堆栅格尺寸、P/D(栅距与燃料孔道直径的比值)、233 U含量等关键栅格参数上对钍基熔盐堆进行优化。计算结果表明,采用较低的233 U浓度的小栅距栅格设计,新型的熔盐堆设计具有很高的增殖比,并保持负功率系数。与传统熔盐堆相比,新型钍基熔盐堆具有更高的核燃料增殖能力。经过栅格优化的新型钍基熔盐堆可满足下一代核能系统可持续性和安全性要求。     

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。     

钍铀燃料循环专用核数据库CENDL-TMSR-V1的基准检验

中国科学院上海应用物理研究所委托中国核数据中心研制了钍铀燃料循环专用核数据库CENDL-TMSR-V1，用于钍基熔盐实验堆的临界计算及屏蔽设计。为验证该数据库的可靠性，根据钍基熔盐实验堆的特点，从国际核临界安全手册中挑选了一系列基准实验装置进行基准检验。检验结果表明，绝大部分基准装置的k_eff计算结果与实验数据的相对误差在0.5%以内，证明CENDL-TMSR-V1具有较好的可靠性和适用性，可用于钍基熔盐实验堆的物理设计。     

文丘里式气泡发生器气泡碎化特性研究

熔盐堆在运行过程中须不断地去除氙等气体裂变产物。熔盐堆除气系统中气泡发生器的作用是通过向回路中注入一定量的直径为0.5 mm的小气泡,在扩散作用下吸收熔盐中的氙,最终气泡被分离出来,达到除氙的目的。在橡树岭国家实验室设计的基础上,本文为钍基熔盐研究堆设计气泡发生器,并在专门建造的水回路中对其工作特性进行了可视化研究。利用高速摄像系统跟踪气泡的运动和碎化过程,分析气液相流速对碎化后气泡尺寸的影响。结果表明：在实验条件下,当气体流量一定时,气泡尺寸随液体流量的增大而减小;当液体流量一定时,气泡尺寸随气体流量的增加而增大。     

Impact of photoneutrons on reactivity measurements for TMSR-SF1

The solid-fueled thorium molten salt reactor(TMSR-SF1) is a 10 MW_(th) test reactor design to be deployed in 5-10 years by the TMSR group.Its design combines coated particle fuel and molten FLiBe coolant for great intrinsic safety features and economic advantages.Due to a large amount of beryllium in the coolant salt,photoneutrons are produced by(y,n) reaction,hence the increasing fraction of effective delayed neutrons in the core by the photoneutrons originating from the long-lived fission products.Some of the delayed photoneutron groups are of long lifetime,so a direct effect is resulted in the transient process and reactivity measurement.To study the impact of photoneutrons for TMSR-SF1,the effective photoneutron fraction is estimated using k-ratio method and performed by the Monte Carlo code(MCNP5) with ENDF/B-Ⅶ cross sections.Based on the coupled neutronphoton point kinetics equations,influence of the photoneutrons is analyzed.The results show that the impact of photoneutrons is not negligible in reactivity measurement.Without considering photoneutrons in on-line reactivity measurement based on inverse point kinetics can result in overestimation of the positive reactivity and underestimation of the negative reactivity.The photoneutrons also lead to more waiting time for the doubling time measurement.Since the photoneutron precursors take extremely long time to achieve equilibrium,a "steady" power operation may not directly imply a "real" criticality.     

液态燃料钍基熔盐实验堆主体装置厂房总体布置研究

为实现2 MW液态燃料钍基熔盐实验堆（TMSR）主体装置厂房的合理紧凑型总体布置设计，本研究根据熔盐堆堆型特征、顶层设计和系统功能需求，确定了主体装置厂房总体设计特征，探讨了TMSR关键设备及物项的相对位置特点；同时通过合理规划厂房功能分区和设备布置，最终得到了该厂房的总体布置方案。通过本项目的实施，为实现TMSR的系统集成以及验证提供了基础平台，为小型模块化钍基熔盐示范堆的设计和建设提供技术支持及经验。     

Research on the effect of the heavy nuclei amount on the temperature reactivity coefficient in a small modular molten salt reactor

Small modular thorium-based graphite-moderated molten salt reactors(sm TMSRs), which combine the advantages of small modular reactors and molten salt reactors, are regarded as a wise development path to speed deployment time. In a sm TMSR, low enriched uranium and thorium fuels are used in once-through mode, which makes a marked difference in their neutronic properties compared with the case when a conventional molten salt breeder reactor is used. This study investigated the temperature reactivity coefficient(TRC) in a sm TMSR, which is mainly affected by the molten salt volume fraction(VF) and the heavy nuclei concentration in the fuel salt(HN). The fourfactor formula method and the reaction rate method were used to indicate the reasons for the TRC change, including the fuel density effect, the fuel Doppler effect, and the graphite thermal scattering effect. The results indicate that only the fuel density has a positive effect on the TRC in the undermoderated region. Thermal scattering from both salt and graphite has a significant negative influence on the TRC in the overmoderated region. The maximal effective multiplication factor, which shows the highest fuel utilization, is located at 10% VF and 12 mol% HN and is still located in the negative TRC region. In addition, on increasing the heavy nuclei amount from 2 mol% HN to12 mol% HN(VF = 10%), the total TRC undergoes an obvious change from-11 to-3 pcm/K, which implies that the change in the HN caused by the fuel feed online should be small to avoid potential trouble in the reactivity control scheme.     

高温剪断式触发吸收球非能动停堆装置可行性分析

非能动停堆系统是事故工况下核能系统的重要安全保障。为保证和增强钍基熔盐堆核能系统的安全性,通过对比分析现有的非能动停堆装置,本文提出了钍基熔盐堆高温剪断式触发吸收球非能动停堆装置。利用Inconel 625合金在650-700°C力学特性发生陡降的特点,对高温剪断式触发结构——薄壁挡板进行设计,并通过Abaqus软件对其二维结构在事故工况下不同温度时的响应状态进行稳态、瞬态断裂模拟。模拟结果表明,当设定温度超过650°C且持续升高时,薄壁挡板会在4-10 s内发生断裂;在非事故工况下,若温度异常升高到670°C后随即降低时,薄壁挡板不会发生断裂。因此,在紧急事故工况时,设计的高温剪断式触发结构能够可靠剪断,确保第二停堆系统非能动触发,进一步提高钍基熔盐堆的安全性。