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。     

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。     

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。     

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。     

DF-VI装置分组β_(effi)参数计算

本文从动态参数 β_(eff)定义出发,计算了 DF-Ⅵ 装置六组缓发中子分组 β~(effi)值,从计算结果可以看出第一组的缓发中子效率最大,第四组的效率最低,所得结果有助于反应堆动态分析。     

新概念熔盐堆物理计算方法研究及程序设计

考虑新概念熔盐堆燃料盐的流动特性,从基本的粒子守恒方程出发,推导了熔盐堆的中子动力学模型,并采用数值方法对3种工况下熔盐堆的临界问题进行计算,考察流动对有效增殖系数、快中子分布、热中子分布及缓发中子先驱核分布的影响。结果表明：质量流量对有效增殖系数的影响很小,对热中子分布的影响比对快中子分布的影响大,而质量流量越大,缓发中子先驱核移出堆芯的比率也越大。     

应用三维节块法程序计算动态参数

应用三维节块法程序计算动态参数李泽华（中国原子能科学研究院）关键词动态参数，缓发中子，中子每代时间，快堆物理计算１前言缓发中子的有效份额β和中子每代时间在反应堆的瞬态特性分析中是十分重要的参数。在三维六角形节块法程序［１］中增加了基于一阶微扰理论计算...     

非平衡态的中子增殖统一公式

导出了反应堆处于非平衡状态条件下的反应性阶跃变化时,反应堆从深度次临界到瞬发超临界整个区间通用的中子增殖统一的计算公式.通过对单组模型的修正,该公式还可以用于计算六组缓发中子的点堆中子动力学方程组.计算结果表明:利用修正后的单组解析方法计算阶跃反应性输入的中子密度响应问题,其计算结果与六组缓发中子的点堆中子动力学方程接近,精度满足工程计算要求.     

Development of a steady state analysis code for a molten salt reactor

The molten salt reactor (MSR), which is one of the ‘Generation IV’ concepts, can be used for transmutation, and production of electricity, hydrogen and fissile fuels. In this study, a single-liquid-fueled MSR is designed for conceptual research, in which no solid material is present in the core as moderator, except for the external reflector. The fuel salt flow makes the MSR neutronics different from that of conventional reactors using solid fuels, and couples the flow and heat transfer strongly. Therefore, it is necessary to study the core characteristics with due attention to the coupling among flow, heat transfer and neutronics. The standard turbulent model is adopted to establish the flow and heat transfer model, while the diffusion theory is used for the neutronics model, which consists of two-group neutron diffusion equations for fast and thermal neutron fluxes, and balance equations for six groups of delayed neutron precursors. These two models which are coupled through the temperature and heat source are coded in a microcomputer program. The distributions of the velocity, temperature, neutron fluxes, and delayed neutron precursors under the rated condition are obtained. In addition, the effects of the inflow temperature, inflow velocity, and the fuel salt residence time out of the core are discussed in detail. The results provide some valuable information for the research and design of the new generation molten salt reactors.     

DYN1D-MSR dynamics code for molten salt reactors

This paper reports about the DYN1D-MSR code development and dynamics studies of the molten salt reactors (MSR) – one of the ‘Generation IV International Forum’ concepts. In this forum the graphite-moderated channel type MSR based on the previous Oak Ridge National Laboratory research is considered.The liquid molten salt serves as a fuel and coolant, simultaneously and causes two physical peculiarities: the fission energy is released predominantly directly into the coolant and the delayed neutrons precursors are drifted by the fuel flow. The drift causes the spread of delayed neutrons distribution to the non-core parts of primary circuit and it can lead to a reactivity loss or gain in the case of fuel flow acceleration or deceleration, respectively. Therefore, specific 3D tool based on in house code DYN3D was developed in FZR. The code DYN3D-MSR is based on the solution of two-group neutron diffusion equation by the help of a nodal expansion method and it includes models of delayed neutrons drift and specific MSR heat release distribution.In this paper the development and verification of 1D version DYN1D-MSR of the code is described. The code has been validated with the experimental data gained from the molten salt reactor experiment performed in the Oak Ridge and after the validation it was applied to several typical transients (overcooling of fuel at the core inlet, reactivity insertion, and the fuel pump trip).     

TRU燃料热谱MSR定期换料及嬗变特性数值研究

熔盐反应堆（MSR）燃料制备方便、中子经济性好、燃料管理灵活,具有直接利用轻水堆乏燃料中超铀核素（TRU）的潜力。本文通过优化燃料选取、栅格参数及燃料/石墨体积分数和去除裂变气体和惰性金属等方法,对TRU燃料热谱MSR堆芯寿期、TRU核素积存量、次锕系核素MA嬗变支持比和TRU焚毁率等进行计算分析,证明TRU燃料热谱MSR可实现长周期定期换料,减少在线换料的难度,同时对MA和TRU核素具有一定的嬗变能力,可降低乏燃料放射性毒性。      

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。     

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。