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。     

熔盐堆中燃料流动对缓发中子的影响分析

熔盐堆具有良好的中子经济性、固有安全性、可在线后处理、防核不扩散等特点,是六种第四代先进反应堆堆型中唯一的液体燃料反应堆。然而,熔盐堆中采用流动的熔盐作为液体燃料,从而缓发中子先驱核会随着燃料的流动流出堆芯并在堆芯外发生衰变,这不同于固体燃料反应堆。文中针对了一座实际运行过的熔盐实验堆(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE),基于中子动力学模型,采用圆柱体均匀堆的近似处理方法推导了液体燃料反应堆的缓发中子先驱核浓度数学模型,研究了恒定流速下的反应性损失及不同燃料熔盐流速对缓发中子分布的影响。结果表明缓发中子在越靠近堆芯中心区域的位置就越多,同时熔盐流速的变化对衰变周期越短的缓发中子先驱核组数的影响比较小。通过本研究,可以了解熔盐堆中缓发中子随着燃料流动的变化情况,为熔盐堆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。     

DRAGON&DONJON程序在MSR中堆芯燃耗计算的适用性

DRAGONDONJON组件-堆芯"两步法"程序通过合理简化,理论可适用于任何堆芯与工况。使用蒙特卡罗方法 RMC(Reactor Monte Carlo code)、MCNP(Monte Carlo Neutron Particle transport code)程序验证DRADON程序是否能够承担快/热谱型熔盐堆(Molten Salt Reactor,MSR)焚烧TRU、Th U燃料燃耗计算。选出熔盐增殖堆(Molten Salt Breeder Reactor,MSBR)与熔盐锕系元素再循环和嬗变堆(Molten Salt Advanced Reactor Transmuter,MOSART)堆型进行比较,同时分别利用RMC程序验证DRAGON程序组件燃耗计算的准确性,利用MCNP程序验证DRAGON程序组件均匀化方法以及DONJON程序截面调用和程序全堆扩散的准确性。结果表明,组件燃耗计算中,TRU和Th U燃料满足燃耗计算要求;堆芯临界计算中,快/热谱堆芯计算误差均小于0.001。证明DRADON程序可以胜任快、热谱型MSR焚烧TRU、Th U燃料的物理计算任务。     

双区氯盐快堆的增殖及嬗变性能分析

基于熔盐嬗变堆(Molten Salt Actinide Recycler and Transmuter,简称MOSART)堆芯结构对氯盐快堆(Molten Chloride Salt Fast Reactor,简称MCFR)进行了优化,分析了熔盐成分和后处理方式的影响,使其燃耗性能得到明显的提升,但是相比熔盐快堆(Molten Salt Fast Reactor,简称MSFR)的增殖及嬗变性能仍有一定差距。基于在线连续添料与后处理方式,采用SCALE6.1程序和熔盐堆在线添料和后处理程序(Molten Salt Reactor Reprocessing Sequence,简称MSR-RS)分析了堆芯结构、~(37)Cl富集度对增殖比(Breeding Ratio,简称BR)、核素吸收率、燃耗等方面的影响,提出了双区氯盐快堆的设计,进一步提升了增殖嬗变性能和钍基燃料的利用率,倍增时间缩短到20年左右,超铀核素(Transuranics,简称TRU)嬗变率达到68%左右。     

钍基液态燃料熔盐实验堆氙毒分析

熔盐堆作为第四代核能系统堆型之一,液态燃料形态的特点使其可以实现在线处理和在线添料。为了提高中子经济性可以利用在线处理的氦鼓泡法,将氦气通入反应堆一回路,去除堆芯内的裂变气体(如Xe、Kr)。基于钍基熔盐液态堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel1,TMSR-LF1)概念设计,结合熔盐实验堆(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE)氙毒模型,分析了鼓泡法去除氙毒中~(135)Xe扩散规律和去除效率对氙毒的影响,并给出了对应的初始有效增殖因子的变化规律。分析结果表明,虽然存在~(135)Xe会大量向石墨扩散的可能性,但是鼓泡法仍然可以有效去除TMSR-LF1堆芯内的~(135)Xe,减小堆芯毒性,提高反应性。     

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。     

FLi/FLiBe盐中7Li富集度对熔盐快堆钍铀转换性能的影响研究

锂(Li)元素是液态熔盐堆中冷却剂熔盐的重要组成成分,由于6Li相对~7Li具有较大的中子吸收截面,其在冷却剂熔盐中的摩尔含量会影响液态熔盐堆的钍铀转换性能,因此研究~7Li富集度对液态熔盐堆钍铀转换性能的影响十分必要。基于熔盐快堆(Molten Salt Fast Reactor,MSFR)的堆芯结构,分别采用FLi和FLiBe两种不同的冷却剂熔盐,选取范围在99.5%～99.995%的一系列~7Li富集度,借助熔盐堆后处理程序MSR-RS(Molten Salt Reactor Reprocessing Sequence),针对能谱、233U初装量、钍铀转换比、233U净产量和倍增时间、Li的演化以及氚产量等一系列参数进行分析。研究结果表明:在MSFR的堆芯中,较FLiBe而言,采用FLi作载体盐能够获得更好的钍铀转换性能;当~7Li富集度由99.995%变为99.9%时,堆芯钍铀转换比降低约1.6%,氚产量增加约8%。综合考虑燃料制造成本和钍铀转换性能等因素,对于分别采用FLi和FLiBe作载体盐的熔盐快堆MSFR,推荐的~7Li富集度都为99.9%。     

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...     

一种液态燃料熔盐堆堆芯流量分配设计

在液态燃料熔盐堆(Molten salt reactor,MSR)热工水力设计中,为实现堆芯径向功率展平需对堆芯流量分配进行设计,使得堆芯进口流量分布正比于释热量分布,而下腔室结构和流场分布对堆芯流量分配起决定性作用。利用FLUENT软件对堆芯三维流场进行模拟,通过调节下腔室结构和流量分配装置,对下腔室流场分布进行优化,最终实现堆芯流量合理分配。数值模拟结果表明,喇叭状下腔室比椭球形下腔室熔盐通道流量标准差降低4.2%,设置流量分配板熔盐通道流量标准差降低29.2%;改变下腔室结构和设置流量分配装置能够较好调节流量分配和功率分布匹配性,该结果可为液态熔盐堆堆芯优化设计提供依据。     

熔盐堆堆芯应急排盐系统可靠性分析及优化

堆芯应急排盐系统作为熔盐堆特有的安全系统，具有排盐和余热排出功能，为熔盐堆提供了一种紧急停堆方式。为定量化分析堆芯应急排盐系统的可靠性，以美国橡树岭实验室的熔盐实验堆(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE)为研究对象，使用概率安全分析软件RiskSpectrum建立和计算MSRE堆芯应急排盐系统故障树，得到系统失效概率为5.62×10^-4，并进行最小割集分析和重要度分析，识别出影响系统失效的关键因素是外套管泄漏失效、控制冷冻阀冷却气的电磁阀共因失效和气动阀共因失效。通过套管换热元件中减少使用焊缝连接，以及采用不同类型部件控制冷冻阀冷却气，可明显降低系统失效概率。分析结果为液态熔盐堆应急排盐系统工程应用研究提供参考。     

TMSR云仿真平台初步设计与实现

传统核能仿真系统一般采用基于物理机的分布式服务部署,存在资源利用率低、部署和扩展难度大等问题。本文结合云计算平台具有弹性资源调度、敏捷运维等优点,提出一种分层级、模块化的钍基熔盐堆(Thorium-based Molten Salt Reactor,TMSR)核能系统云仿真平台系统架构。通过搭建TMSR云仿真试验平台,验证基于开源云操作系统框架Open Stack构建TMSR云仿真平台的技术可行性。将分布式服务部署的固态燃料钍基熔盐实验堆(Thorium-based Molten Salt Experimental Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF1)工程仿真机各功能模块迁移到TMSR云仿真试验平台,实现基于云计算的服务部署,用户可通过Web端访问TMSR-SF1仿真服务。仿真运行测试结果表明:TMSR云仿真试验平台可在整个软件生命周期内敏捷、高效地为用户按需提供TMSR-SF1仿真资源,可实现仿真系统快速、灵活地部署和重构。     

基于Qt的TMSR熔盐泵试验台架控制系统

针对钍基熔盐堆（Thorium Molten Salt Reactor,TMSR）熔盐泵试验台架实时性、跨平台性等要求,由基于C++的Qt图形化界面开发框架开发试验台架控制系统。通过Blender绘制的熔盐泵试验台架3D模型图加载到Qt,控制系统与实验物理与工业控制系统（Experiment Physics and Industrial Control System,EPICS）连接,实现对3D模型的显示、旋转、缩放,控制系统设备并实时显示系统数据。通过测试,TMSR熔盐泵试验台架控制系统表现出良好的稳定性与灵活性,为熔盐泵成功应用到熔盐堆中奠定基础。     

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。     

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。     

基于双向流固耦合的换热管流致振动分析

为研究管壳式熔盐空气换热器U型管弯管段受空气冲击诱导振动响应特性,依托中国科学院战略性先导科技专项——钍基熔盐堆核能系统(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)综合仿真实验平台,采用单管双向流固耦合方法进行仿真。计算加速度值与实验值较为吻合,误差范围为-12%~15%,证明了单管双向流固耦合方法分析换热管流致振动问题的可行性。数值模拟还表明:流致振动具有在初始0.06 s时间内空气流动和传热管位移趋于稳定和外扩-回弹的周期性变化等特征,最终将在一微小区间内做"8"字往复运动。     

V型凹口对液态熔盐堆用核石墨构件应力分析的影响

本文利用了一个根据球床模块堆(Pebble Bed Modular Reactor,PBMR)用核石墨材料辐照性能数据编写的用户自定义材料模型(User defined Material model,UMAT),按照美国橡树岭国家实验室(Oak Ridge National Laboratory,ORNL)的液态燃料熔盐试验堆(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE)用核石墨构件尺寸,为钍基熔盐堆(Thorium-based Molten Salt Reactor,TMSR)设计了一款方型核石墨构件。利用新编UMAT对该核石墨构件进行了初步的应力分析。分析结果表明,在没有预制裂纹的情况下辐照梯度越大核石墨构件中心区域最大主应力值越大,构件的断裂位置可能出现在构件中心位置处;对于有V型凹口预制裂纹的情况,应力集中部位均出现在预制裂纹尖端附近,这将可能导致裂纹尖端附近出现裂纹扩展,从而引起构件断裂失效。     

TMSR核能放化控制区出入控制系统软件设计

出入控制系统是进入核能控制区域的屏障,本文介绍了基于EPICS软件包实现的钍基熔盐堆核能项目(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)放化控制区域出入控制系统的软件设计。通过新的设备驱动、数据库结构、软件接口和人机界面的开发,实现了该系统身份验证、污染报警、个人计量统计和事件记录等功能。使用EPICS软件包实现该系统,不仅可以降低成本,减少该系统对设备厂商的依赖性,最重要的是实现了TMSR实验堆项目仪控系统软件构架的统一。该系统软件开发已经过测试验收,证明其功能和可靠性均能满足设计要求,本文还对系统安全性方面的提高展开讨论。