评价核数据在热管冷却空间核反应堆设计中的应用

热管冷却反应堆是空间核反应堆电源系统的重要候选堆型,具有良好的发展前景。热管冷却空间堆堆芯使用的材料与传统压水堆相比有很大不同,以HP-SMTCs堆芯为例,广泛使用了含有Re、Mo、Li、Be等元素的材料。为研究相应的评价核截面数据对热管冷却空间堆核设计产生的影响,以HP-SMTCs空间堆核设计为平台,选用不同来源、不同版本的评价核数据,对堆芯在不同构型下的临界安全进行了计算,对Re、Mo等耐高温材料的中子截面数据对空间堆核设计结果的影响进行了评价,比较了使用ENDF/B、JEFF、CENDL等常用评价库的核数据时的计算结果,对主要核素的截面数据进行了敏感性系数计算,并分析指出了未来空间堆发展对相关评价核数据的需求。     

热管冷却反应堆核热力耦合研究

热管冷却反应堆（简称“热管堆”）高温运行下的结构热膨胀效应会显著影响反应堆的传热和中子物理输运过程。本文提出了一种考虑固体堆芯显著膨胀的几何更新和反应性反馈方法,并构建了基于动态几何的中子物理/热工/力学3场核热力耦合分析程序。在核热力耦合中主要考虑温度引起微观截面的变化、材料密度的变化以及热膨胀引起堆芯尺寸的变化。基于提出的核热力耦合方法,对MegaPower热管堆进行了核热力耦合分析,分析了不同松弛因子下,堆芯功率分布和径向功率因子的收敛性。核热力计算表明,热膨胀造成堆芯边通道的中子泄漏增加,从而产生负反应性反馈;同时,边通道中子泄漏增加加剧了功率分布的不均匀性,传热恶化,考虑核热力耦合后,径向功率因子从非耦合情形的1.20提升到1.23,燃料峰值温度增加11 K。      

热管冷却空间反应堆系统启动特性研究

为研究热管冷却空间堆系统从冷态零功率到满功率的启动特性,以典型热管冷却空间反应堆电源系统SAIRS为对象,开发了热管冷却空间反应堆系统瞬态程序TAPIRS。该程序的模型主要包括中子动力学模型、堆芯传热模型、热管模型、碱金属热电转换装置（AMTEC）能量转换模型和散热板模型。将TAPIRS程序各模块和系统稳态计算结果与参考文献计算值比较分析,验证了本文模型和求解方法的合理性。启动特性研究表明,通过控制控制鼓的转动速率,可实现反应堆从次临界到满功率、热管和AMTEC从固态到正常运行状态的启动过程。热管冷却空间堆依靠核热启动具有可行性,热管最高温度不超过1 250 K,满功率参数与相关文献的最大相对误差不超过6%。     

空间锂冷概念快堆堆芯中子学特性研究

本文研究了一种空间锂冷概念快堆的堆芯中子学特性。反应堆燃料采用氮化铀,冷却剂采用⁷Li液态金属,主要结构材料采用W-25%Re。反应堆的控制靠反射层内的控制鼓来实现。建立了程序的计算模型,通过计算和分析,给出了堆芯的主要尺寸和物理参数,计算了堆芯的控制鼓价值、燃耗和功率分布。分析了堆芯中Re的谱移吸收特性和满功率运行7 a不需换料的性能,谱移吸收特性能确保反应堆在发射失败浸在水或湿沙中时处于次临界状态。     

星球表面用核反应堆临界安全分析

核反应堆电源具有寿命长、可全天候工作等特点,可作为星球表面及其他深空探测任务的电源。针对星球表面用核反应堆电源在发射过程中重返地面的临界安全问题,提出了星球表面用核反应堆的临界安全分析要求、分析假设与模型,并对反应堆临界安全特性及采取的临界安全措施进行了计算分析。计算结果表明,不同假设掉落环境下的星球表面用核反应堆的有效增殖因数均小于0.98,满足临界安全要求。反应堆通过采用Mo-14%Re合金结构材料、设置相对较厚的堆芯反射层以及在反射层包壳和堆芯外围涂覆Gd₂O₃涂层等措施有利于确保反应堆在事故时处于次临界状态。     

固态钍基熔盐堆中~(14)C的产生及释放探讨

熔盐堆作为第四代反应堆论坛推荐的6种候选堆型之一,具有输出温度高、能量密度高、无水冷却等特点。固态钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor with Solid Fuel,TMSR-SF1)堆芯大部分结构材料为石墨,冷却剂杂质及石墨材料中的13C和杂质N、O易被活化产生14C。14C半衰期较长,同其他稳态核素12C、13C一样广泛参与各种复杂的生物循环,在反应堆中受到关注。TMSR-SF1中的14C广泛分布于冷却剂、堆芯石墨结构材料和燃料元件。本文采用输运燃耗耦合方法,应用SCALE6.1的TRITION控制模块对反应堆各区域的14C放射性活度进行计算分析,结果表明,反应堆在正常运行工况下一回路每年产生的14C放射性活度为0.34 TBq,满足现有的压水堆、重水堆管理限值要求。向环境释放的14C主要来自于一回路熔盐中N杂质的活化。     

水下航行器微型核电源堆芯设计

热管冷却反应堆因其体积小、功率密度高、使用寿命长、环境适应性强的特点,在飞行器、水下航行器动力系统等领域具有广泛的应用前景,具有重要研究意义。本文在调研国内外相关研究的基础上,针对水下航行器静默式微型核电源,提出了一种热功率2.4 MW、长寿命、低噪声的锂热管冷却堆芯设计方案。采用蒙特卡罗程序进行中子学计算,得到堆芯功率分布、反应性反馈与临界安全特性;采用MCNP5与点燃耗程序ORIGEN2的耦合程序MCORE计算堆芯寿期。结果表明,堆芯最大功率峰因子为1.42,堆芯寿期达到14 a,堆芯参数符合设计要求,为该型核电源的设计与应用提供了一定的参考。     

元件溶解液中93Nbm和94Nb的放化分析

94Nb是长寿命（T1/2：2．03×10^4a）β-γ核素,通过天然同位素93Nb的中子活化产生。93Nbm（T1/2=16．13a）有多种生成方式,最主要的两种方式是93Zr的衰变和93Nb的中子散射反应。在反应堆材料中,常添加少量的Nb,用于改善材料的性能。     

启明星1#次临界装置的裂变率分布

启明星1#次临界装置是我国为开展加速器驱动的次临界系统(ADS)研究而建立的国际上第1个具有快-热耦合结构的次临界反应堆实验装置。启明星1#次临界装置在确定的装载下、由不同能量的外中子源作用时,利用MCNP程序分别对装置快中子能谱区、热中子能谱区燃料元件的径向及轴向裂变率分布进行模拟计算,所使用外中子源的中子能量分别为2.5、5、14MeV。计算结果表明:在外中子源源强相同的情况下,源中子能量越高,裂变率越大;在源中子能量相同的情况下,次临界反应堆的轴向裂变率分布为中间高、两端低,径向裂变率分布在快中子能谱区先减小后增大,而热中子能谱区则是先增大后减小,然后,随着接近反射层又逐渐增大。该裂变率分布计算结果为后续实验测量和探测器布置提供了参考。     

反应堆用SiC陶瓷基复合包壳材料研究进展

核燃料元件的包壳材料是反应堆安全的重要屏障。随着核动力反应堆向高燃耗、长燃料循环寿命、高安全性趋势的发展,传统Zr合金包壳材料因其铀燃耗极限(62 MW·d/kg)、高温腐蚀、氢脆、蠕变、辐照生长、芯/壳反应等缺陷,已不能满足未来第四代核能系统燃料元件对包壳材料的苛刻要求。Si C因其更小的中子吸收截面、低衰变热、高熔点及优异的辐照尺寸稳定性等优点,以Si C为基体的陶瓷基复合材料成为新一代包壳材料研究的热点。结合Si C的晶体结构、热物理特性,对其在第四代核反应堆包壳材料中的设计思路、中子辐照效应、热一力性能、与UO,的化学反应等进行了概述,对SiC基复合材料在未来核能领域的应用前景进行了展望。     

钼铼合金在空间核电源中的应用性能研究进展

钼(Mo)中加入铼(Re)可显著改善钼的低温脆性进而提高其加工性能及焊接性能,提高强度的同时仍保持良好的塑性。Re元素含量为14%左右时,Mo-Re合金延伸率接近40%,加工性能最好,而同时存在一定的Re元素固溶强化作用。在1 550 K以下温度,Mo-Re合金与UO_2的相容性较好。在1 300 K以下时,Mo-Re合金与UN的相容性较好。在1 800 K以下时,Mo-Re合金与碱金属Li、Na、K的相容性均较好。钼铼合金与核燃料及碱金属冷却剂均具有良好的相容性,且Re元素是一种较好的谱移吸收体材料,可有效降低反应堆临界事故风险。钼铼合金是空间核电源中最佳反应堆芯结构材料。本文对钼铼合金的研究状况进行总结,为国内相关空间核反应堆电源系统设计选材和研究提供参考。     

1 MWth火星表面热管熔盐堆堆芯初步中子学设计

核反应堆由于其能量密度高、功率质量比高和尺寸小等优点,成为未来载人火星探测任务的主要能源供给。为此,结合熔盐堆与高温热管技术,提出了寿期大于5 a的1 MWth火星表面热管熔盐堆(Martian Surface Molten Salt Reactor,(MS)²R)方案。采用MCNP(Monte Carlo N particle Transport Code)和MOBAT开展了(MS)²R的堆芯尺寸和反应性控制的优化设计,给出了堆芯物理设计参数:堆芯的高度和直径分别为90.94 cm和88.94 cm,富集铀装量为146.08 kg,堆本体质量为2.09×10³kg;反应性控制的控制鼓采用厚度1.8 cm、包角120°的B₄C(¹⁰B含量为90%)中子吸收体。分析结果表明:(MS)²R可实现满功率(1 MWth)运行5 a,并满足堆芯最小化、轻量化的需求;控制鼓布置能够满足反应堆寿期内的临界安全要求,且热管数量能够满足传热安全限值。本研究可为火星表面热管熔...     

钼铼合金在空间核电源中的应用性能研究进展

钼（Mo）中加入铼（Re）可显著改善钼的低温脆性进而提高其加工性能及焊接性能,提高强度的同时仍保持良好的塑性。Re元素含量为14%左右时,Mo-Re合金延伸率接近40%,加工性能最好,而同时存在一定的Re元素固溶强化作用。在1550 K以下温度,Mo-Re合金与UO₂的相容性较好。在1 300 K以下时,Mo-Re合金与UN的相容性较好。在1800 K以下时,Mo-Re合金与碱金属Li、Na、K的相容性均较好。钼铼合金与核燃料及碱金属冷却剂均具有良好的相容性,且Re元素是一种较好的谱移吸收体材料,可有效降低反应堆临界事故风险。钼铼合金是空间核电源中最佳反应堆芯结构材料。本文对钼铼合金的研究状况进行总结,为国内相关空间核反应堆电源系统设计选材和研究提供参考。     

氦泡硬化机理的原子尺度模拟研究

正铁素体/马氏体钢(F/M钢)由于具备优良的热机械性能,如高强度、较低的辐照肿胀、较低的热膨胀系数、较高的热导率,被普遍认为是第4代反应堆和聚变堆的候选结构材料。在服役过程中,中子会在材料内发生嬗变反应,生成大量氦。氦原子与金属材料不相容,易被空位结合,在晶界、晶粒内易聚集成泡。氦泡的存在会对材料力学性能产生影响。研究F/M钢中氦引起硬化和脆化有助于了解和预测其在反应堆环境下的服役情况。     

碳化硅复合材料包壳燃料棒在LOCA事故中的特性研究

碳化硅复合材料具有热膨胀系数低、中子吸收截面低、抵抗热冲击、高温下耐腐蚀、强度高等特点,是反应堆耐事故燃料的候选材料之一。为分析碳化硅复合材料包壳燃料棒在失水事故下的综合性能,利用公开文献实验数据,拟合碳化硅复合材料物性公式,用FRAPTRAN对比分析与Zr4包壳燃料棒在同种工况下的性能差异。本文整理的公式和使用的方法可初步用于分析碳化硅复合材料燃料棒的综合性能。计算结果表明:在失水事故中,碳化硅复合材料的燃料棒失效时间长,平均温度低,可有效延缓事故进程。     

Zr-Sn-Nb-Fe锆合金耐腐蚀性能研究

采用静态高压釜研究了去应力态和再结晶态的SZA-4(Zr-0.8Sn-0.25Nb-0.35Fe-0.1Cr-0.05Ge)、SZA-6(Zr-0.5Sn-0.5Nb-0.3Fe-0.015Si)锆合金以及去应力态的参比合金A(Zr-1Sn-1Nb-0.1Fe)在360℃/18.6MPa去离子水、360℃/18.6 MPa/0.01 mol·L~(-1)含锂水和400℃/10.3 MPa过热蒸汽3种条件下的耐腐蚀性能,采用扫描电子显微镜(SEM)和透射电子显微镜(TEM)观察分析合金的微观结构。结果表明:在3种腐蚀条件下,SZA-4和SZA-6的耐腐蚀性能均明显优于参比合金A,相同腐蚀条件下,再结晶态的SZA-4耐腐蚀性能优于去应力态,而SZA-6表现出相反规律;SZA-4中存在2种密排六方结构(HCP)的第二相,一种为尺寸较小的Zr(NbFeCr)_2,另一种为尺寸较大的Zr(NbFeCr Ge)_2;SZA-6中存在着面心立方结构(FCC)的(ZrNb)_2Fe和密排六方结构(HCP)的Zr(NbFe)_2两种第二相。探讨了合金成分和第二相对3种Zr-Sn-Nb锆合金耐腐蚀性能的影响机理,认为合金成分是引起耐腐蚀性能差别的主要原因。     

利用Geant4模拟研究中子在半导体中引发的单粒子翻转效应

静态随机存储器在反应堆中子辐射环境中会发生单粒子翻转(Single event upset,SEU)。钨和铜等重金属作为局部互联,在半导体中已得到广泛应用,这些重金属对中子在半导体中的单粒子翻转截面会产生影响。不同条件下单粒子翻转截面与临界能量的关系可作为器件设计和使用时的参考,利用Geant4对特定中子能谱在CMOS(Complementary metal oxide semiconductor)器件中的能量沉积进行模拟,给出特定能谱下翻转截面σ与临界能量Ec的关系:σ=exp[-18.7×Ec-32.3],其中能量单位为Me V,截面单位为cm2。并且模拟了1-14 Me V的单能中子在含有互联金属钨及不含钨的CMOS中的沉积能量及单粒子翻转截面,得出在1-14 Me V内单粒子翻转截面随中子能量而增大,且钨的存在会增加α粒子的产额,从而增大了1-3 Me V中子的单粒子翻转截面,而对4-14 Me V中子基本不会产生影响。     

耐事故包壳中子经济性分析

福岛核事故之后,核燃料在事故工况下的安全性越来越受到重视,提出耐事故的概念,其中包含耐事故包壳.耐事故包壳可以有效防止锆合金(Zr)包壳可能出现的"锆水"反应,同时在深燃耗或一些极限工况下保持包壳结构的完整性,有效预防核事故.本文以传统压水堆组件锆合金包壳做对照,分析对比了热门耐事故包壳材料的中子经济性,不同包壳厚度下...     

基于~(252)Cf源的反应堆结构屏蔽材料屏蔽性能测试装置设计

基于252Cf中子源,构建了反应堆结构屏蔽材料屏蔽性能测试装置设计模型。采用MCNP程序建立了测试模型,并逐次模拟计算屏蔽性能测试装置慢化层、中子防护层、γ光子防护层厚度。对于关键的慢化层,采用Geant4程序进一步验证MCNP程序的计算结果。通过分析模拟计算获得了最优屏蔽材料及厚度分别为:慢化层材料为石蜡,厚度为8 cm;中子防护层材料为聚乙烯,厚度为38 cm;γ防护层材料为铁,厚度为11 cm。模拟实验结果表明,所设计屏蔽性能测试装置能够满足中子慢化以及中子、光子防护的需要。     

Li4TixSi1-xO4氚增殖陶瓷制备及力学性能

正硅酸锂材料锂密度高、释氚性能好,是国际热核聚变实验堆(ITER)主要的候选氚增殖剂材料.通过异质元素掺杂,形成固溶体结构,可提高陶瓷抗压强度.本研究采用固相法合成陶瓷粉体,通过熔融喷雾工艺制备获得密度高、球形度好的Li4 Tix Si1-x O4固溶体陶瓷小球.Ti原子固溶可以改善陶瓷微观结构,提升力学性能.研究结果...