基于RG 1.183的先进小堆选址源项模型初步研究

在《用于评估核动力反应堆设计基准事故的替代放射性源项》RG 1. 183所述的假想事故场景情况下,考虑目前大多数的先进小型压水堆地上-地下布置的设计特点,对传统大型压水堆选址源项计算模型做了改进:在原安全壳内放射性物质守恒方程的基础上,考虑辅助厂房的阻滞作用,建立辅助厂房内放射性物质守恒方程。并以某先进小型反应堆核电厂为例,利用新模型计算了代表核素的释放,与现有模型进行了对比。     

固态钍基熔盐堆概率安全评价始发事件分析研究

始发事件分析是反应堆概率安全评价的起点。本文以10 MW固态钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR-SF1)为研究对象,采用主逻辑图分析方法,基于TMSR-SF1的最新概念设计,在参考已有氟盐冷却高温堆、高温气冷堆和钠冷快堆的始发事件清单和始发事件分析理论的基础上,针对TMSR-SF1始发事件分析进行初步探索研究,初步确定了TMSR-SF1的始发事件清单,共得到了TMSR-SF1的37个始发事件(功率运行情况下),并按照故障类型分类的方法对这些始发事件进行分组,共分为6组。为TMSR-SF1下一步的深入分析研究始发事件及其概率安全评价(Probabilistic safety assessment,PSA)中事故序列分析奠定了重要基础,也为安全分析的完整性提供了支持。     

10MWt固态燃料熔盐堆控制棒失控抽出事故分析

钍基熔盐堆核能系统项目是中科院先导科技专项之一,其战略性目标是研发第四代熔盐冷却裂变反应堆核能系统。基于10 MWt固态燃料熔盐堆的系统设计,开发了适用于球床式反应堆系统的安全分析软件,并以高温气冷堆为对象对程序计算结果的准确性进行了验证。基于该软件程序,对固态燃料球床堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)控制棒失控抽出事故进行了分析计算,研究了不同停堆限值及各停堆信号对事故的影响。计算结果表明,超功率停堆限值越高,出口温度限值越大,信号延迟时间越长,反应堆停堆越晚,堆芯功率和燃料最高温度越高。在TMSR-SF控制棒失控抽出事故下,燃料最高温度不超过860°C,远低于1 600°C的熔化温度限值。     

10 MW固态燃料熔盐实验堆安全分析关键技术初步研究

钍基熔盐反应堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)项目是中国科学院科技先导项目之一。基于10 MW热功率熔盐反应堆-固体燃料(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)的设计,对TMSR的关键技术安全分析进行了初步研究。TMSR-SF与现有反应堆之间的差异对核安全审查提出挑战,TMSR-SF审查方法的研究将准备其安全审查的技术和要求。固态燃料熔盐实验堆安全分析关键技术初步研究包含4个方面:堆芯核设计关键安全限值、事故序列及验收准则、源项及其审评方法和验收准则、概率安全评价方法和始发事件。首先对其它类型反应堆的安全审查方法进行了研究,对其关键参数和重要规定做了概述,并借鉴了高温气体冷堆和钠冷却快堆的审评要求和方法;然后使用蒙特卡罗和其他方法、模型来计算TMSR-SF的关键参数。应用逻辑图方法讨论概率风险评价(Probabilistic Risk Assessment,PRA)方法和始发事件清单。在本研究中,计算了核心核设计安全限值,研究和讨论事故列表和分类,讨论了TMSR-SF的PRA框架和始发事件清单,该研究将支持TMSR-SF的安全审查和安全设计。     

固态燃料熔盐堆稳态核热耦合程序开发

基于中子物理计算程序包SRAC与计算流体力学软件CFX,开发了稳态情况下固态燃料熔盐堆的核热耦合程序SCBAT,解决了一般稳态3D物理-3D热工耦合程序因网格类型不同难以耦合的问题,程序具有普适性。SCBAT通过SRAC和CFX之间的数据交换实现稳态核热耦合,可将SRAC计算的功率场加载到CFX的求解文件中,将CFX计算的温度场加载到SRAC的输入卡中,此外具备带控制棒临界搜索的燃耗计算功能。分模块验证了SCBAT的有效性,并用SCBAT对10 MW固态燃料熔盐堆进行了稳态核热耦合计算,验证了核热耦合方法的有效性。     

10 MW固态燃料钍基熔盐堆稳态物理-热工耦合

固态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF1)作为第四代先进核反应堆堆型之一,继承了熔盐冷却剂和球形燃料元件的许多优点和技术基础,具有良好的经济性、设计上的固有安全性、钍铀燃料的可持续性和防核扩散性。本文以10 MW固态燃料钍基熔盐堆为模型,利用MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)和ANSYS Fluent等模拟程序对其进行多物理耦合分析,同时利用C++语言编写了堆芯活性区的物理-热工耦合计算程序,实现了MCNP计算结果与Fluent程序的对接,并且通过对比耦合前后结果,分析了堆芯功率密度分布、有效增殖因子、温度分布等主要参数,为熔盐堆的设计、安全性评估和操作运行提供了参考依据。     

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。     

基于确定论方法的液态燃料熔盐堆燃料管理程序开发及验证

由于熔盐堆液态燃料的流动、在线添料和后处理特性,现有的固态堆燃料管理程序不再适用于熔盐堆的燃耗计算分析.在自主开发的确定论节块法程序ThorCORE3D的基础上,耦合截面加工模块以及燃耗计算模块,开发了适用于液态燃料熔盐堆的燃料管理分析程序ThorNEMFM,以实现熔盐堆在线添料和裂变产物在线处理等功能.基于熔盐实验堆...     

300~#反应堆最终装载燃料组件源项评估

快速补全运行历史数据库。改进后的ORIGEN2程序及其辅助程序计算流程化,可适应短运行时段。利用其计算多个时刻反应堆最终装载下燃料组件的源项数据,以此确定反应堆乏燃料外运时间表,从而能及早开展反应堆退役相关工作。计算结果提供的数据,是外运时辐射防护评估的主要依据。     

退役源项刍议

本文论述了退役源项在核设施退役中的重要性,定义了什么是退役源项.本文主要从退役源项计算的内容和时间两方面对退役源项的计算进行分析,没有涉及具体的计算方法.由于退役方式的不同将导致退役源项的特征有很大的差异,因此本文就退役方式对退役源项的影响做了详细的分析.     

研究堆冷中子源冷包的强度分析

利用ANSYS软件包对某研究堆冷中子源（CNS）的冷包在内外压共同作用下的强度进行分析。分析结果表明，冷包的原设计不甚合理，冷包的局部应力超过了设计应力。变更原结构的几何尺寸后进行了进一步计算分析，并提出了相应的补强方案。改进后冷包的计算结果表明，补强后的结构很好地满足设计要求。研究结果为冷包的实际工程设计提供了依据。     

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。     

研究堆冷中子源装置的研究现状

介绍了研究堆冷中子源(CNS)慢化中子的原理和研究现状，并对国外CNS装置的慢化剂、冷包材料及形状、冷却方式及主要组成系统的特性进行了比较和分析。     

熔盐反应堆——放射化学创新发展的新源泉

本文从放射化学视角简略介绍了熔盐堆及其在钍铀燃料循环应用中的优势,然后叙述了与熔盐堆相关的放射化学研究的三个方向:即燃料供给、辐照后燃料的再处理以及熔盐堆运行的工艺监测和核素诊断。在燃料的再处理中推荐了一种类似文献报道的AIROX流程的干法后处理的新技术路线,指出其在熔盐堆在线燃料处理中的优点和重要价值。由于熔盐堆的运行中存在大量的化学与放射化学问题,因此熔盐堆堪比"化学堆",放射化学监测和诊断对于熔盐堆的运行有极其重要的意义。由此可见,熔盐堆研发促使形成了放射化学的一门新的分支学科——以监测和诊断为目标的熔盐反应堆化学。最后给出了放射化学工作者在熔盐堆发展过程中应该注意的若干建议。     

混合遗传算法在核事故源项反演中的应用

针对国内外普遍关注的核事故源项反演与事故后果评价的问题,运用遗传算法-单纯形法结合烟团模型实现了对源强的反算和释放点位置的快速定位。遗传算法-单纯形法与遗传算法-模式搜索法、遗传算法和单纯形法等3种算法的比较结果表明：遗传算法-单纯形法结合了遗传算法和单纯形法两种算法的优势,也弥补了各自算法的缺陷,其反算值可与期望值较精确符合;扩散模式模块、GA模块和NM模块3者可简单直接的结合,结合所需编写的代码较少,通用性广;GA模块和NM模块的计算花费较少,适用于核电厂对源项的快速估计。     

Nuclear Safety Analysis of a Molten Salt Breeder Reactor

An analysis is made of the nuclear safety of a Molten Salt Breeder Reactor (MSBR) using one point kinetics model, with particular attention to the fact that the MSBR, operating on ²³³U-Th with circulating fuel, has a very small effective delayed neutron fraction, which is conducive to a very high power increase being induced by reactivity addition, particularly when applied sharply.

The analysis proves that the transient phenomena of MSBR initiated by an abnormal reactivity addition do not exceed the bounds of structural safety, in virtue of the very favorable nuclear and thermal characteristics of the MSBR.     

中国先进研究堆事故源项分析

研究建立了中国先进研究堆（CARR）在事故工况下放射性核素从燃料芯块向环境释放的数学模型。根据CARR初步事故分析结果，对可能导致放射性向外界释放的5种事故工况（小破口失水事故、换热器传热板破裂事故、重水回路管道破裂事故、燃料操作事故、冷却剂流道堵塞事故）以及假想的3盒组件燃料板熔化超设计基准事故进行了源项分析，分别给出了不同事故和释放途径下释放到环境的放射性核素的量，以防止事故情况下公众和环境遭受过量放射性损伤。     

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。     

反应堆启动中子源设计研究

采用蒙特卡罗程序(MCNP)对岭澳二期核电厂的反应堆启动中子源设计方法进行研究.研究结果表明,MCNP程序的计算结果与法国设计方案符合情况良好.通过调整启动中子源的布置位置,能够进一步降低中子源强,提高经济效益.