一种长寿命钍基快谱堆芯的物理研究

钍(232Th)作为一种潜在的增殖燃料,长期以来仅作为其他矿产资源开采的废渣而未得到合理利用,国内外对钍在原位增殖—焚烧(Breed-and-Burn,BB)堆芯中物理性能的研究较少。本文以金属钍作为反应堆的核燃料,给出了一种新型长寿命堆芯的配置方案。该堆芯在寿期内无需停堆换料,且达到平衡态后能自稳临界运行而无需反应性控制系统。研究表明,理论上钍燃料可以实现BB模式,其开环模式具备极高的核燃料利用效率。     

一种钍基长寿命反应堆堆芯的物理设计

长寿命反应堆的设计要求主要是高燃耗深度和满功率自然循环能力,既要提高堆芯的转换比以获得最小的反应性随燃耗变动,又要充分考虑热工方面自然循环的要求,在一般基于铀钚燃料的长寿命反应堆设计中很难做到两全齐美。本文提出了一种基于乏燃料钚-钍燃料、铅铋合金冷却剂的长寿命堆设计方案,充分利用钍铀燃料在快中子条件下优越的核性能,完成了详细的概念设计并使用MCBurn程序分析其各项属性。     

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。     

重水冷却钍基长寿命模块化小堆概念设计研究

基于传统压水堆(PWR)技术,提出一种重水冷却的钍基长寿命模块化小堆(RMSMR)的概念设计方案,采用二维模型系统分析并对比了PWR和RMSMR的燃料类型、慢化剂类型等参数,获得反应堆各项中子学参数的变化机理;然后基于二维计算结果提出了最终的三维堆芯设计方案,并开展了初步的中子物理和热工安全分析。研究表明,RMSMR在设计上采用三区燃料布置来展平功率,采用钍-铀燃料维持了负空泡系数,通过布置增殖包层提高了堆芯的转换比(CR);RMSMR采用了重水冷却剂可以使中子能谱硬化,从而提高CR,减小寿期反应性波动,增加堆芯寿期;RMSMR能够在100 MW电功率下维持6 a的安全运行。本文研究可为新型反应堆的设计发展提供借鉴。     

小型长寿命快堆堆芯物理设计研究

完成使用金属燃料、液态钠冷却的小型长寿命快堆设计。长寿命反应堆要求在较长的时间内堆芯能够维持临界而不需任何的倒料或换料操作。燃耗反应性补偿的设计思路为：利用金属燃料较强的增殖能力实现较大的堆芯内转换比，以减小燃耗反应性损失，同时辅以控制棒补偿。     

一种适用于小型长寿命自然循环铅基快堆的冷却剂研究

以小型化、长寿命、自然循环为铅基快堆的设计目标,构建100 MWt铅基快堆堆芯模型并开展冷却剂选型研究,选取Pb同位素/混合物及Pb-Bi混合物,分析比较了采用不同冷却剂堆芯的物理特性与自然循环特性。结果表明：得益于²⁰⁸Pb在高能区小的非弹性散射截面与中低能区极小的中子俘获截面,加之Bi较小的中子俘获截面,采用²⁰⁸Pb-Bi冷却的铅基快堆堆芯在30满功率年运行周期内的燃耗反应性损失最小,增殖性能最佳,且具备负值较大的空泡系数、冷却剂温度系数和较大的有效缓发中子份额,可装载较低富集度或较少量燃料,有利于堆芯小型化、长寿命和固有安全性;²⁰⁸Pb-Bi相比Pb冷却的铅基快堆具备更强的自然循环能力、更弱的材料腐蚀、更宽的运行温度区间,有利于反应堆安全运行与维护。高²⁰⁸Pb丰度的铅可以从钍矿石及钍铀矿石中提取,极大降低了²⁰⁸Pb的分离提取难度。     

无铍钍基熔盐堆堆芯设计与安全研究

为解决传统熔盐堆在核燃料增殖、安全性等方面的不足,提出了采用氧化铍慢化剂、无铍(BeF2)燃料熔盐的新型钍基熔盐堆(TMSR)堆芯设计。在此基础上,利用多物理计算程序开展了TMSR稳态及瞬态初步安全特性分析。通过对反应堆启动、熔盐泵超速及降速、丧失热阱等典型瞬态的计算,分析了各种工况下堆芯功率与温度的变化情况。结果表明,在各种运行瞬态及事故情况下,新型的TMSR设计具有良好的安全特性。     

紧凑型压水堆钍-铀燃料长寿期堆芯物理特性研究

针对棒元件正方形栅格组件,进行均匀混合钍-铀燃料中子学分析。分析表明:钍-铀燃料能够使组件反应性随燃耗变化曲线更平缓,非常有利于提高反应性控制能力。在此基础上,以紧凑型压水堆为对象,进行钍-铀燃料长寿期堆芯方案概念设计研究并进行评价。计算表明:堆芯燃耗寿期可达到1000等效满功率天(EFPD),235U利用率可达到51.3%。研究表明:紧凑型压水堆应用钍-铀燃料,是实现长寿期设计的重要技术途径之一。     

长寿命小型自然循环铅基快堆燃料选型

针对铅基快堆长寿命、小型化、自然循环的设计目标,构建铅基快堆堆芯模型并开展燃料选型研究,选取U-Pu、Th-U循环燃料及氧化物、氮化物、碳化物、金属燃料,分析比较了不同燃料的物性参数、在不同能谱条件下的堆芯物理特性。结果表明:在偏软能谱中,Th基燃料堆芯增殖能力更强,反应性系数负值更大,热工安全裕量更大、裂变产物容留能力更强;PuN-ThN燃料堆芯燃耗特性最佳,可在较疏松栅格条件下获得较强增殖能力,减少燃料装载量,确保固有安全性,兼顾堆芯长寿命、小型化、自然循环设计要求;但堆芯有效缓发中子份额较小,不利于反应性控制。     

长寿命小型自然循环铅基快堆燃料选型

针对铅基快堆长寿命、小型化、自然循环的设计目标,构建铅基快堆堆芯模型并开展燃料选型研究,选取U-Pu、Th-U循环燃料及氧化物、氮化物、碳化物、金属燃料,分析比较了不同燃料的物性参数、在不同能谱条件下的堆芯物理特性。结果表明：在偏软能谱中,Th基燃料堆芯增殖能力更强,反应性系数负值更大,热工安全裕量更大、裂变产物容留能力更强;PuN-ThN燃料堆芯燃耗特性最佳,可在较疏松栅格条件下获得较强增殖能力,减少燃料装载量,确保固有安全性,兼顾堆芯长寿命、小型化、自然循环设计要求;但堆芯有效缓发中子份额较小,不利于反应性控制。     

基于ADI的一种堆芯物理实时仿真算法

针对传统的交替方向隐式(ADI)方法求解中子扩散方程,在仿真中难以满足实时性要求这一问题,提出了以组件为单位划分网格以保证计算速度,并通过对ADI方法进行调整,引入调整因子使扩散方程强制守恒.为了验证该方法的可行性,以秦山二期核电厂为对象建立了仿真模型,结果表明,调整后的ADI方法能够满足计算精度和速度要求,可以用于反...     

钍基重水核能系统燃料的物理特性研究

对全铀CANFLEX燃料和含钍CANFLEX燃料的物理特性进行了研究。用WIMS-AECL程序计算了参考栅元的冷却剂空泡反应性、燃耗等参数。通过与铀燃料的对比，展示了含钍燃料在安全性和经济性上的特点还特别介绍WIMS-AECL程序在使用过程中的参数选择方法，     

压水堆中使用分立型铀、钍燃料组件的堆芯物理特性研究

通过对分立型铀、钍燃料组件 ,使用在秦山 30 0MW电功率压水堆核电厂中堆芯物理特性的探讨 ,寻找2 3 2 Th在PWR中可能利用的途径。为此 ,特采用铀、钍燃料组件分立的双进料系统的装卸料方法 ,其堆芯寿期分别为铀组件 3个循环 ;钍组件 1 0个循环。并以秦山核电厂为参考电厂 ,进行了 1 0个循环的燃耗计算 ,每一循环装料时均有 4个钍组件进堆。计算结果表明 :到第 1 0循环寿期末 ,堆芯中 40个钍组件所含的2 3 3 U总量已达到 2 1 2 6kg ,可直接参与堆芯的链式反应 ,从而达到利用2 3 2 Th的目的。并可同全铀组件堆芯比较中看出 ,分立型铀、钍组件混装堆芯每一循环 (第 1 0循环后 )可少装 2 0 0多kg2 3 5U ,这样就为钍 铀燃料循环展示了光明的前景。当然如果要达到实际应用 ,仍有许多工程技术问题亟待解决     

示范快堆电站堆芯物理初步计算分析

本文提出了中国快中子示范快堆电站（电功率为820MW）堆芯的物理方案。该方案采用钠作为冷却剂的快中子反应堆满足第4代核能系统的要求，具有更好的安全性和更高的经济性。具有以下特点。     

钍基氯盐快堆燃耗性能分析

与氟盐堆相比,氯盐快堆具有超铀核素(Transuranics,TRU)溶解度更高、中子能谱更硬、熔点更低等方面的优势。基于熔盐嬗变堆(Molten Salt Actinide Recycler and Transmuter,MOSART)的堆芯结构,采用熔盐堆在线添料和后处理程序MSR-RS(Molten Salt Reactor Reprocessing Sequence)进行分析,针对氯盐快堆的熔盐组成、后处理方式等方面进行了优化,以利于提升其增殖及嬗变性能。首先分析了不同载体盐和启动燃料对燃耗性能的影响,提出了熔盐成分优化方案;然后引入离线批处理和在线连续处理两种后方式来提升燃耗性能。结果表明:在氯盐快堆中,高重金属溶解度的Na Cl更适合作为载体盐;TRU中的次锕系核素(Minor Actinides,MA)有助于提升增殖性能;采用离线批处理能够达到较好的燃耗性能,降低对后处理系统的要求。优化后的堆芯燃耗时间延长到31 a,相应的燃耗深度提高至210 GW·d·t~(-1)左右,233U的积累量达到8 300 kg,并且最终消耗了约12 000 kg的TRU,嬗变率为62.1%。     

钍在快增殖堆中利用的物理特性初步研究

随着核电在全球的迅速发展，解决核资源供应是一紧迫的问题。一方面需加大铀资源的勘探力度；另一方面需重视对钍等潜在核能资源的利用开发。     

非增殖轻水钍反应堆——一种解决轻水反应堆堆芯工艺的新途径

本文概述了非增殖轻水钍反应堆的性质和特点,尤其是与铀堆相比的许多优点。文中还介绍了钍堆堆芯的设计工艺、芯内燃料消耗量的调节、放射性监控系统、防止扩散的能力及其因素,以及乏燃料的贮存和处置等问题。     

压水堆平衡堆芯钍铀燃料循环初步研究

建立WIMSD5-SN2-CYCLE3D和CASMO3-CYCLE3D物理分析系统作为钍铀燃料循环研究工具.以大亚湾第1机组压水堆为参考堆型,不改变反应堆栅元、组件和堆芯的结构与几何尺寸,设计出含36根钍棒、4.2#5U富集度的新型含钍组件,并对含钍组件和3.2%富集度的铀组件进行中子学计算和分析.模拟并分析了大亚湾压水堆12个月换料从初始循环到铀钚平衡循环的换料过程.再从平衡铀堆芯出发,逐步加入含钍组件代替铀组件,对铀钚平衡循环到钍铀平衡循环的换料过程进行了模拟与分析.计算结果表明:钍铀平衡循环比铀钚平衡循环每天节省裂变核素质量约18.4%,并减少了长寿命放射性核废料的产生.不利因素是使得循环长度减少90EFPD,缩短了换料周期,增加运行费用,并给燃料管理、安全控制以及乏燃料的处理带来困难.建议提高组件的235U富集度,在压水堆上进行钍利用研究.     

钍基ADS快热耦合次临界核系统初步研究

为补偿由于次临界反应堆的燃耗所损失的反应性,降低次临界反应堆功率对加速器束流的依赖,考虑钍的转换,给出了采用钍基燃料,液态铅-铋合金单一回路冷却、石墨慢化的ADS快热单向耦合次临界堆芯设计方案。结果表明:本设计方案实现了堆芯功率展平、中子单向耦合,延长了换料周期,并消除了空腔的不利影响;堆芯寿期内的温度反应性反馈为负效应,安全性高;堆芯具有较高的能量放大能力;堆芯寿期内k_(eff)变化不超过1.05%;所需加速器最大束流强度为4.21mA;堆芯的MA嬗变支持比可达15个百万kW级的PWR,嬗变能力强。