船用堆控制棒失控抽出事故时堆芯安全特性研究

采用船用堆三维动态安全分析仿真软件对发生控制棒失控抽出事故时堆芯安全特性进行了仿真分析,研究了反应堆分别处于高、低功率运行工况下1组或1束控制棒以不同的速率失控抽出时堆芯燃料芯块中心最高温度、最小烧毁比和冷却剂出口温度等参数的变化规律,并进行了比较,得出了一些有益的结论,对于考察反应堆安全状况和事故发生后反应堆操纵人员制定安全措施具有重要的指导意义。     

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。     

1GW固态燃料熔盐堆运行瞬态分析

钍基熔盐堆(Thorium-based Molten Salt Reactor,TMSR)作为一种新的堆型,具有独特的安全与运行特性。研究其热工水力特性,对其进行瞬态分析,将有助于深刻理解该反应堆。本文介绍了1 GW固态熔盐堆的堆芯设计方案,并描述了用于瞬态分析的详细程序结构。其中,利用RELAP5对其热工水力模型进行模拟;利用Simulink对其控制系统模型进行模拟。通过预期运行瞬态,例如功率降低、堆芯反应性引入、二回路温度变化等工况显示了其运行特性,并验证了控制系统可以使反应堆达到安全稳定状态,而不触发保护系统动作。     

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。     

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。     

10MW固态燃料熔盐堆热阱丧失事故安全分析

热阱丧失事故在熔盐堆事故工况中可认为是Ⅱ类工况(一般事故工况),分析该种事故工况下,熔盐堆能否达到设计安全准则的要求,对熔盐堆的设计建造具有指导性意义。本文使用RELAP/MOD4.0进行10MW固态燃料熔盐堆热阱丧失事故包括最终热阱丧失以及二回路流量丧失的计算。最终热阱丧失事故发生后,一回路冷却剂一次侧向二次侧排热减少,冷却剂、燃料元件温度上升,非能动空气余热排出系统的投入能够有效排出堆芯衰变热,满足安全设计准则。对比最终热阱丧失,发现二回路流量丧失事故下堆芯达到产-排热相对稳定状态所需时间更长,且风机惰转时间对二回路冷却剂温度影响较大,风机惰转时间应控制在100s之内,且惰转时间越短,二回路冷却剂温度变化越小,越不容易发生熔盐凝固现象。     

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。     

熔盐堆选址源项确定方法评价研究

选址源项的种类成分、形态、数量、释放方式和释放时间、影响范围等参数是反映反应堆安全的重要指标。我国现行核安全法规对于反应堆选址源项仅有原则性规定,且多基于压水堆,不能完全适用于固态燃料熔盐堆。熔盐堆采用了不同于压水堆的设计、燃料、冷却剂和系统结构,因此,固态燃料熔盐堆的选址源项及其确定方法也与压水堆有很大不同。本文将结合核电厂选址相关的法规标准和核安全审评要求,对固态熔盐堆所采用的新设计理念、新燃料和结构系统特点进行分析,并对其选址源项及确定方法进行评价,为将来固态熔盐堆核电厂选址评价及有关核安全法规标准修订完善提供建议和参考。     

小型模块化熔盐堆误提棒ATWS事故分析

误提棒未能紧急停堆（Anticipated Transient Without Scram,ATWS）事故是熔盐堆的超设计基准事故之一,以125 MW液态熔盐堆为研究对象,采用RELAP5-TMSR(Reactor Excursion and Leak Analysis ProgramThorium Salt Reactor)程序,针对误提棒ATWS事故,选取三种停堆策略分析反应堆功率和熔盐温度等关键参数的变化。此外对反应性引入价值、提棒速度和温度系数等若干重要因素也开展了相应的敏感性分析。分析结果表明：维持一回路主泵运行、关闭二回路主泵和三回路风机的停堆策略是三种策略中堆芯熔盐温度最低的;在仅维持一回路主泵运行的情况下,温度极值与反应性引入价值、引入速率及温度反应性系数密切相关,温度峰值随反应性引入价值和提棒速度的增加而增大。     

Development and characterization of the control assembly system for the large 2400 MWth Generation IV gas-cooled fast reactor

The present paper is related to the design and neutronic characterization of the principal control assembly system for the reference large (2400 MWth) Generation IV gas-cooled fast reactor (GFR), which makes use of ceramic–ceramic (CERCER) plate-type fuel-elements with (U–Pu) carbide fuel contained within a SiC inert matrix. For the neutronic calculations, the deterministic code system ERANOS-2.0 has been used, in association with a full core model including a European fast reactor (EFR)-type pattern for the control assemblies as a starting point. More specifically, the core contains a total of 33 control (control system device: CSD) and safety (diverse safety device: DSD) assemblies implemented in three banks. In the design of the new control assembly system, particular attention was given to the heat generation within the assemblies, so that both neutronic and thermal–hydraulic constraints could be appropriately accounted for. The thermal–hydraulic calculations have been performed with the code COPERNIC, significant coolant mass flow rates being found necessary to maintain acceptable cladding temperatures of the absorber pins.