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。     

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。     

燃料球体积填充率对2MW先进高温堆物理特性的影响

在燃料装载量不变情况下,燃料球体积填充率的变化对于先进高温堆的堆芯物理特性有重要影响。我们运用蒙特卡罗程序MCNP 5对Keff、中子能谱及中子注量率的空间分布进行了研究。计算中,燃料球体积填充率取值范围在最密堆积和最稀堆积之间(0.7405–0.5236)。结果表明,燃料球体积填充率的增加可以提高堆芯的Keff,促使中子能谱更加硬化,使中子注量率峰值所在轴向的位置上升。从而为先进高温堆的设计和计算程序的开发提供理论基础。     

随机球床模拟方法对氟盐冷却高温堆中子学参数的影响分析

氟盐冷却高温堆（FHR）采用氟盐冷却球形燃料元件,其中子物理计算面临双重不均匀性问题：燃料球在堆芯内的随机排布和包覆燃料颗粒在燃料球中的随机排布。此问题是该堆型设计中面临的主要挑战之一。本文基于MCNP程序和固态燃料钍基熔盐堆（TMSR-SF1）模型完成了不同燃料球床与燃料球描述对关键中子学参数（如k_eff、堆芯能谱、控制棒价值和温度系数等）的影响分析。燃料球床描述使用随机序列添加（RSA）方法建立了随机球床模型与体心立方（BCC）结构的等效规则模型。包覆燃料颗粒描述则基于简立方（SC）等效模型利用MCNP程序中的URAN卡实现随机扰动。结果表明,包覆燃料颗粒随机分布的影响远小于燃料球随机分布的影响;尽管具有相同的总堆积密度,等效规则模型相比于随机球床模型会增加堆芯中子的泄漏,低估冷态满装载反应性约0.5%,高估控制棒价值约5%。     

动态参数直接统计方法在TMSR-SF1中的应用

中子动态参数的准确分析与反应堆的安全特性紧密相关。固态燃料钍基熔盐实验堆(Thorium-based Molten Salt experiment Reactor with Solid Fuel,TMSR-SF1)作为第四代新堆型,采用蒙特卡罗输运程序计算其动态参数更有利于核安全评审。本文基于较通用的蒙特卡罗多粒子输运(Monte Carlo N Particle Transport Code,MCNP)程序,植入了动态参数直接统计方法,用于计算TMSR-SF1中的有效缓发中子份额和有效中子代时间。通过多个ICSBEP(International Criticality Safety Benchmark Evaluation Project)基准题的检验,计算结果与基准题实验误差在±5%以内,证明了该方法的准确性。运用该方法计算得到TMSR-SF1中6组有效缓发中子份额和有效中子代时间随燃耗深度的变化,其计算结果与采用MCNP共轭通量方法所得的数据误差在±3%以内,证明该方法用于TMSR-SF1的动态参数分析是合理可靠的。     

氟盐冷却高温堆主冷却剂系统16N源项分析

基于SCALE6.1程序包中的三维蒙特卡罗输运程序KENO-Ⅵ对氟盐冷却高温堆（FHR）堆芯中子能谱进行计算，利用Mathematica程序建立了¹⁶N源项在主冷却剂系统内的流动模型，对FHR的主冷却剂系统¹⁶N源项进行定量分析，对不同流速情况下主冷却剂系统不同区域¹⁶N源强分布进行研究。结果表明：当冷却剂体积流量大于4.15×10² cm³•s^-1、小于4.15×10⁶ cm³•s^-1时，流动效应对主冷却剂系统内¹⁶N源项浓度分布影响显著，在FHR的设计基准流量（4.15×10⁴ cm³•s^-1）情况下，堆芯中¹⁶N源项占总¹⁶N源项的76.98%，上腔室为18.89%，其余区域放射性活度占¹⁶N总量的4.13%。所建立分析方法及结论可为FHR的工程设计、辐射防护设计及源项的精确分析等提供参考。     

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。     

小型模块化熔盐堆控制棒布置的物理分析

sm-TMSR是中国科学院钍基熔盐堆核能系统中心（TMSR）设计的一款小型模块化多用途钍基熔盐示范堆。本文就sm-TMSR堆芯的控制棒布置进行了物理分析。首先，对熔盐堆特有的反应性变化现象进行了分析，提出了sm-TMSR控制棒的功能和需求，即:对于调节棒，要求设计的总价值在寿期初等于或略大于2.5×10-2，寿期末等于或略大于2.06×10-2；对于停堆棒，考虑卡棒准则，要求设计的单根棒价值在寿期初大于等于2.1×10-2；其次，计算了不同位置、不同控制棒孔道直径以及有无哈氏合金套管的单根控制棒价值；最后根据控制棒价值的需求大小，确定了控制棒组件在堆芯较为优化的物理设计:①控制棒组件孔道直径为9?cm，无哈氏合金套管；②4根控制棒成“十”字形分布，2根停堆棒均匀布置在堆芯的第1圈，2根调节棒均匀布置在堆芯的第6圈位置。