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。     

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。     

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。      

小型模块化熔盐堆误提棒ATWS事故分析

误提棒未能紧急停堆（Anticipated Transient Without Scram,ATWS）事故是熔盐堆的超设计基准事故之一，以125 MW液态熔盐堆为研究对象，采用RELAP5-TMSR(Reactor Excursion and Leak Analysis ProgramThorium Salt Reactor)程序，针对误提棒ATWS事故，选取三种停堆策略分析反应堆功率和熔盐温度等关键参数的变化。此外对反应性引入价值、提棒速度和温度系数等若干重要因素也开展了相应的敏感性分析。分析结果表明：维持一回路主泵运行、关闭二回路主泵和三回路风机的停堆策略是三种策略中堆芯熔盐温度最低的；在仅维持一回路主泵运行的情况下，温度极值与反应性引入价值、引入速率及温度反应性系数密切相关，温度峰值随反应性引入价值和提棒速度的增加而增大。     

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。     

基于流量功率比恒定的小型铅基快堆运行研究

为开展小型铅基快堆运行策略研究,建立堆芯传递函数模型,利用比例-积分-微分（PID）控制器,结合控制棒驱动机构,分别设计堆芯流量功率比恒定与堆芯稳定核功率的运行方案。分别建立不同运行策略下的控制系统,开展一回路流量阶跃和堆芯反应性扰动仿真。结果表明,在引入一回路流量阶跃下降工况下,稳定核功率运行方案由于堆芯功率恒定而导致堆芯出口温度过高;在流量功率比恒定方案下,堆芯功率跟随一回路流量下降从而保证堆芯出口温度迅速稳定在安全范围内;在阶跃反应性扰动下,2种方案均可迅速调控堆芯功率的上冲幅度和超调量,堆芯出口温度基本维持恒定。      

外围熔盐层堵塞状态下熔盐堆内部温度分布分析

出于冷却结构材料上的考虑,石墨慢化通道型熔盐堆通常在石墨反射层与反应堆容器间设置了外围熔盐层。针对2 MW液态燃料熔盐堆的概念设计,利用三维稳态热工水力学模型分析了外围熔盐层在不同堵塞情况下对反射层和合金温升造成的影响。熔盐堆内石墨慢化材料等固体区域的温度计算采用三维热传导模型,各个通道内熔盐采用一维单相流体模型描述。外围熔盐层在不同堵塞情况下分别采用一维单相流体模型和三维层流模型。计算结果表明:在外围熔盐层内总流量降低的堵塞情况下,外围熔盐层对反射层的冷却效果受到显著影响,在外围熔盐层的流量降低至堆芯额定流量0.365%时,反应堆容器的最高温度接近730°C,临近合金材料温度上的安全限值;当外围熔盐层内存在直径为4 cm的圆形局部堵塞(接近下熔盐通道半径)区域时,堵塞没有显著改变堆内的温度分布,堵塞区域的最高温度为621.74°C,未超过合金材料的安全限值。     

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。     

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。     

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。     

基于堆芯线性化模型的液态熔盐堆功率控制研究

液态熔盐堆中熔盐燃料依托主泵驱动在一回路中流动，在流动过程中造成了反应性损失，直接引起堆芯功率变化。考虑到熔盐燃料流动对堆芯功率控制的影响，建立了堆芯非线性模型，并对模型进行线性化处理。基于堆芯线性化模型，采用线性二次型高斯/回路传输（LQG/LTR）技术设计堆芯功率控制系统。以熔盐实验堆为例，开展堆芯反应性扰动控制研究。结果表明，采用堆芯线性化模型和LQG/LTR技术可以实现对液态熔盐堆堆芯功率的控制。      

液态熔盐堆堆芯功率内模控制器设计与仿真

内模控制是一种基于过程数学模型进行控制器设计的新型控制策略，具有结构简单、设计直观、无需精确的数学模型、在线调整参数少等优点。为探索内模控制在反应堆控制领域中的应用，以熔盐实验堆堆芯功率控制为例，通过建立熔盐实验堆一回路系统线性化模型，采用内模控制技术，结合粒子群优化算法设计堆芯功率内模控制器。并基于MATLAB/Simulink建立熔盐实验堆一回路仿真系统，开展熔盐实验堆堆芯阶跃反应性扰动下的功率控制研究。结果表明，所设计的堆芯功率内模控制器可很好地控制堆芯功率，实现系统的快速稳定。     

熔盐堆主回路系统氙的动力学特性研究

基于Mathematica7.0为熔盐堆（MSR）主回路系统建立了一套含流动项及在线去除功能的氙（135Xe）的动态分布数值分析程序，针对2?MW MSR的一种设计方案，分析了不同流量、不同启停堆功率、不同在线去除效率情况下135Xe浓度随时间的动态变化特性。结果表明:相较于静态燃耗模型，流动燃耗模型的135Xe带来的负反应性要低约32.2%；额定流量下主回路系统135Xe浓度分布均匀，只有当主回路系统体积流量小于2.24 cm3·s-1时，流动效应才会对主回路系统内135Xe浓度分布有显著影响；当鼓泡系统的在线去除份额约为0.1%时可以使堆芯135Xe带来的负反应性降低至-38.3 pcm?（1 pcm =10-5），其总的去除效率可以达到86.0%；不同功率水平瞬时停堆工况下，堆芯135Xe浓度单调下降，停堆约50 h后135Xe基本消失，相当于引入+254 pcm反应性，停堆过程无碘坑出现，停堆后再启堆过程不必担心碘坑启动的问题。135Xe去除效率对整个系统135Xe总量有一定影响，在去除份额从0.0001%~20%的变化范围内，135Xe的总活度与静态燃耗模型相比相应增加了0.67%~8.75%。      

AP1000机组首次临界试验验证计算

首次临界试验是压水堆核电厂调试启动过程的关键环节，旨在确认核反应堆堆芯能按照设计要求达到预期的临界运行状态。本文利用西安交通大学自主研发的NECP-Bamboo程序系统对AP1000机组堆芯的首次临界试验的设计结果进行了验证计算，并与AP1000堆芯的核设计结果进行了比较。计算结果表明：预估临界状态下的硼浓度的偏差为-15 ppm，控制棒积分价值的最大偏差为-52 pcm，硼微分价值的偏差不超过0.2 pcm/ppm，反应性温度系数的偏差不超过1 pcm/K。本文计算结果的精度与高保真计算程序KENO（概率论方法）和VERA（确定论方法）的计算精度相当，为确保AP1000堆芯调试启动阶段的核安全提供了进一步的数据支撑。     

10MWt固态燃料熔盐堆控制棒失控抽出事故分析

钍基熔盐堆核能系统项目是中科院先导科技专项之一,其战略性目标是研发第四代熔盐冷却裂变反应堆核能系统。基于10 MWt固态燃料熔盐堆的系统设计,开发了适用于球床式反应堆系统的安全分析软件,并以高温气冷堆为对象对程序计算结果的准确性进行了验证。基于该软件程序,对固态燃料球床堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)控制棒失控抽出事故进行了分析计算,研究了不同停堆限值及各停堆信号对事故的影响。计算结果表明,超功率停堆限值越高,出口温度限值越大,信号延迟时间越长,反应堆停堆越晚,堆芯功率和燃料最高温度越高。在TMSR-SF控制棒失控抽出事故下,燃料最高温度不超过860°C,远低于1 600°C的熔化温度限值。     

熔盐堆单参数扰动瞬态特性分析

熔盐堆（MSR）作为一种新型的反应堆,其热工水力特性与其他堆型有很大差异,扰动瞬态分析有助于从根本上了解其安全特性和运行状态。为了研究MSR的运行瞬态特性,本研究以液态燃料MSR为研究对象,利用经过修改的RELAP5/ MOD4.0程序进行了稳态运行工况下的扰动瞬态分析。干扰变量包括反应性引入、一回路熔盐质量流量、二回路质量流量、空气散热器质量流量、空气散热器入口空气温度。分析了主要运行参数,如功率、堆芯进出口温度、二回路进出口温度、特征时间等。结果表明MSR在各种扰动瞬态下的最终状态都趋于稳定,而不存在严重的瞬态变化,这是对其固有稳定性特性的直观表征。根据功率和温度等变量在扰动下的变化,提出了功率和不同回路温度的控制方法。      

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。      

Protection of nuclear graphite toward fluoride molten salt by glassy carbon deposit

Molten salt reactor represents one of the promising future Generation IV nuclear reactors families where the fuel, a liquid molten fluoride salt, is circulating through the graphite reactor core. The interactions between nuclear graphite and fluoride molten salt and also the graphite surface protection were investigated in this paper by powder X-ray diffraction, micro-Raman spectroscopy and scanning electron microscopy coupled with X-ray microanalysis. Nuclear graphite discs were covered by two kinds of protection deposit: a glassy carbon coating and a double coating of pyrolitic carbon/glassy carbon. Different behaviours have been highlighted according to the presence and the nature of the coated protection film. Intercalation of molten salt between the graphite layers did not occur. Nevertheless the molten salt adhered more or less to the surface of the graphite disc, filled more or less the graphite surface porosity and perturbed more or less the graphite stacking order at the disc surface. The behaviour of unprotected graphite was far to be satisfactory after two days of immersion of graphite in molten salt at 500 °C. The best protection of the graphite disc surface, with the maximum of inertness towards molten salt, has been obtained with the double coating of pyrolitic carbon/glassy carbon.