高通量工程试验堆~(14)C生产估算

通过计算热中子利用率来估算靶件对堆芯反应性的影响,同时使用燃料管理程序进行校算。估算结果表明,堆芯80盒元件可装氮化铝靶料4000 g,对反应性的影响约为-250×10-5,使堆芯寿期缩短约60MW·d;14C的年产量可达1.0×1012 Bq。高通量工程试验堆(HFETR)的堆芯核设计和运行结果表明,该估算是正确、合理的。     

MA以IMF燃料靶组件形式在大型钠冷快堆中的非均匀嬗变研究

针对次量锕系核素(MA)的嬗变问题,以中国示范快堆(CDFR)为基本堆芯,研究了MA以靶组件形式在大型钠冷快堆中非均匀嬗变的问题。为增加嬗变的效果,靶组件的燃料选择了不含铀的惰性基体燃料(IMF)。结果表明:少量IMF燃料靶组件的插入对堆芯会产生一定的影响,主要是钠空泡反应性正反馈增强较明显,同时与MA均匀嬗变不同的是堆芯功率峰因子有所增加,其他参数影响相对较小;IMF燃料靶组件中MA的嬗变效果较好,尤其是MA焚毁效率比燃料均匀添加MA时增加了约1/3,IMF燃料中由MA转变的238Pu的次级裂变对MA的焚毁贡献显著增加。在大型钠冷快堆中使用含MA靶组件进行非均匀嬗变时,需要合理选择靶组件的数量和布置位置,以便实现在MA高效嬗变的同时对堆芯性能不会产生非常显著的影响。     

小型模块化氟盐冷却高温堆可燃毒物布置方案

小型模块化氟盐冷却高温堆(Small Modular Fluoride-cooled High temperature Reactor,SM-FHR)具有固有安全和高温输出等特点,适合因地制宜的核能综合利用,促进能源供给模式的多样化发展。简化反应性控制是SM-FHR的设计要点之一。本文针对特定的SM-FHR设计模型,采用MOBAT燃耗程序,分析研究可燃毒物碳化硼颗粒在不同装载量、不同颗粒大小以及不同空间布置等情况下,对SM-FHR剩余反应性的影响。计算结果表明:堆芯燃料可燃毒物体积比为52、可燃毒物颗粒大小为200μm及降低堆芯边缘组件可燃毒物装载量的方案效果较佳。该布置方案的最大剩余反应性从38 000×10~(-5)降到2 500×10~(-5),寿期内最大功率峰因子为1.26,其燃耗天数有所下降,但能满足两年以上换料周期预期。研究表明该可燃毒物布置方案展平了堆芯燃耗深度和功率分布,有利于提高堆芯安全性。     

新型熔盐快堆的物理优化设计及99Mo产量分析

为提高新型熔盐快堆的堆芯中子经济与安全性能,并利用²³⁵U的裂变反应进行⁹⁹Mo同位素生产,应用SCALE6.1程序进行了堆芯几何参数优化,基于优化后的堆芯对⁹⁹Mo同位素的生产进行相关分析。结果表明：适当增加燃料元件半径、减小燃料栅元半径可提高有效增殖因子,同时降低冷却剂温度系数;当燃料元件容器壁厚为0.1 cm、燃料元件半径为3.5 cm、栅元半径为5 cm、活性区半径和反射层厚度分别为63 cm和100 cm时,堆芯运行寿期满足32个月,此时总反应性温度系数为-1.615×10^-5K^-1,保证了堆芯的固有安全性;选最外层燃料元件作为⁹⁹Mo生产的燃料靶件可提高⁹⁹Mo的产量,当燃料靶件提取周期为7 d时,⁹⁹Mo出堆年产量达到6.25×10¹⁶Bq,比活度为2.77×10¹⁵Bq·g^-1。     

破损燃料组件修复后的物理和热工计算分析

以采用AFA3G燃料组件的中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电机组为研究对象,对装入反应堆后的正常燃料组件和修复燃料组件的堆芯物理和热工性能进行分析评估。结果表明:燃料组件内更换1根燃料棒对燃料组件反应性的影响小于-0.03%,该影响可以忽略;修复的燃料组件在换棒位置周围的燃料棒相对功率略微升高约5.6%;燃料组件内更换1根不锈钢棒对燃料组件的相对功率影响约为0.1372%~0.2698%,对组件燃耗的影响大约为0.11%,对堆芯慢化剂温度系数的影响大约为0.03%,对组件出口慢化剂温度的影响大约为0.03%;对堆芯功率峰因子、堆芯临界硼浓度、堆芯停堆裕量和堆芯出口慢化剂温度基本没有影响。     

快速计算堆芯燃料装载模式的理论

根据两群快速节块法理论和堆芯功率分布要求,导出了堆芯反应性分布方程。求得堆芯反应性分布以后,将所提供的燃料组件放置在与其反应性相对应的堆芯位置上,就得到堆芯燃料装载模式。并在CYBER825/170计算机上编制了计算程序。对两维IAEA基准问题作数值检验,表明反应性分布的误差很小,最大的△k约为0.005,花费的CPU时间约为1秒。     

ADS启明星Ⅱ号散裂靶样品反应性价值测量实验

正工程化ADS反应堆堆芯由散裂靶和金属冷却反应堆堆芯耦合构成,在强外源作用下,存在着强烈的散裂靶与反应堆的耦合效应。根据ADS堆靶耦合的发展需求,在启明星Ⅱ号上设计了不同材料的圆柱型靶材,并开展了散裂靶反应性影响验证实验。靶样品的外包壳为不锈钢,内部可以装入不同的靶材料制成散裂靶,如钨铁镍合金颗粒靶、纯钨靶、纯铅靶等。通过周期法分别给出了不同靶样品的反应性实验测量结果,利用蒙特卡罗程序MONK配合点截面数据库CENDL-3.1给出了不     

新型熔盐快堆中辐照熔盐靶件生产238Pu的物理分析

以氯化物熔盐为靶基质对新型熔盐快堆中²³⁸Pu的生产进行了分析,使用SCALE6.1（Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation Version 6.1）程序,对比了不同靶基质与靶件半径在²³⁸Pu生产中²³⁷Np的转换率与利用率,分析了反射层的能谱分布、不同位置辐照孔道的²³⁷Np反应截面、靶件插入对堆芯反应性的影响以及生成²³⁶Pu杂质浓度,并计算了²³⁸Pu的纯度及产量随辐照时间的变化。结果表明:NpCl₄纯盐靶基质的²³⁷Np转换率较高,减小靶件半径可提高²³⁷Np利用率;远离堆中心位置的辐照孔道热中子份额较高,且靶件插入对堆芯反应影响较小;辐照孔道内靶件的²³⁶Pu浓度可减小至1×10^-7以下,²³⁸Pu纯度超过98%;当辐照周期为40 d时,     

ADS铅冷却剂临界装置堆芯物理设计

为研究加速器驱动次临界反应堆系统(ADS)次临界堆芯与靶的耦合特性,以验证设计方法和计算程序,本文构建了ADS特有的快中子谱、较高能量放大系数及负温度系数的铅冷却剂临界装置堆芯,以用于开展不同富集度燃料特性、不同外源能谱与强度条件、不同实验样品的反应性影响、中子源与堆芯耦合特性等实验研究。确定了燃料元件构造、靶区结构、堆芯布置、反射层结构与价值、安全控制及反应性价值等物理参数,为下一步ADS铅冷却剂临界装置研制及实验研究提供了工程实施依据。     

铅-铋合金冷却长循环堆芯物理设计限制区域研究

长循环堆芯在堆芯燃耗寿期内反应性随堆芯燃耗的变化是堆芯物理设计需要考虑的关键参数.本文以铅-铋合金冷却,U-Pu-Zr燃料组成的堆芯为研究对象,从堆芯核设计的角度研究确定堆芯装载所涉及到中子学特性的影响因素.通过对燃料初始含量、燃料栅格距径比等关键量的分析研究,给出了堆芯物理设计区域的确定方法,并通过分析给出了设计限制区域.分析结果表明,该研究方法是合适的,所得到的限制区域内的堆芯装载满足堆芯燃耗寿期和反应性控制要求.     

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。     

水溶液堆中子学优化和提取方式对99Mo生产效率的影响研究

医用同位素生产水溶液堆(Medical Isotope Production aqueous Reactor,MIPR)具有尺寸小、功率低和固有安全性高等优点，是⁹⁹Mo和其他医用同位素生产的较佳候选堆型之一。本文重点研究低富集铀启堆模式下的提取方式以及处理能力对MIPR生产⁹⁹Mo效率的影响。采用SCALE6.1蒙特卡罗程序、ENDF/B-Ⅶ238群数据库进行计算。首先，根据已有的实验数据对MIPR中子学计算方法进行了验证，并对堆芯设计进行了中子学优化。然后，根据优化的堆芯模型对不同提取方式以及处理能力下的⁹⁹Mo生产效率进行了研究，确定了可实现临界的铀浓度与富集度范围。结果表明：在不同富集度下存在最小临界质量，且随235U富集度的增加，最小临界铀质量时的铀浓度减小；有效倍增因子随硝酸浓度增加线性减小，相应的硝酸反应性系数约为-1.400×10^-2 L·mol^-1；随着铀浓度的增加，空泡和温度反应性系数减小，对应反应性系数分别约在(-100～-250)×10^-3     

高通量工程试验堆堆芯反应性消耗率的估算及应用

本文通过合理有效的近似，根据单群中子模型，建立了高通量工程试验堆（ＨＦＥＴＲ）堆芯反应性消耗率估算模型，探讨了影响反应性消耗率的因素，把估算模型和数值计算及堆的实际运行结果做了比较，得出了具有一般性的结论，并用堆物理理论解释了这一结论．本文还探讨了结论在研究堆和核电站堆芯装载设计中的应用．     

AP1000核电厂堆芯寿期延长研究

在AP1000核电厂寿期末,维持满功率运行所需的临界硼浓度已经达到约7×10-6。为实现寿期末核电厂满功率运行,必须采取堆芯寿期延长措施。在基准工况下通过控制汽轮机调节阀开度和降低反应堆冷却剂平均温度引入正反应性,可使核电厂满功率多运行17 d。此外,对慢化剂温度系数和高压给水加热器的关闭列数进行敏感性分析,结果表明,慢化剂温度系数越负,反应堆平均温度降温速率越小,堆芯预期寿期越长。在2种敏感性工况下核电厂寿期末分别可满功率多运行约12 d和54 d。     

氟锂铍熔盐热中子散射效应对熔盐堆中子学性能的影响

氟锂铍(FLiBe)熔盐作为液态熔盐堆的冷却剂和载体盐，具有一定的慢化性能，其热中子散射数据影响熔盐堆的中子学性能，进而影响熔盐堆物理设计和安全运行。基于通用蒙特卡罗粒子输运程序分析了液态FLiBe熔盐的热中子散射数据对65 MW熔盐堆堆芯中子能谱、不同能谱下有效增殖因数k_eff、核素反应率、温度反应性系数等中子学性能的影响。研究结果表明：考虑FLiBe熔盐热散射效应，堆芯中子能谱变硬，导致²³⁵U裂变反应率和k_eff变小，燃料的温度反应性系数中多普勒系数减小0.28×10^-5 K^-1，而密度反应性系数几乎无变化。当堆芯由热谱转变为相对较快的中子能谱时，FLiBe熔盐热散射效应导致²³⁵U裂变率减少的变化量降低，k_eff的下降幅度从9.2×10^-4变为2×10^-4。因此，熔盐堆堆芯物理计算需开展FLiBe熔盐的热中子散射数据影响的量化。     

PB-FHR堆芯活性区体积对冷却剂温度反应性系数影响的研究

氟盐冷却球床高温反应堆(Pebble Fluoride-Salt-Cooled High Temperature Reactors,PB-FHR)的冷却剂温度反应性系数与其堆芯活性区的几何尺寸有直接关系,研究选取7Li摩尔含量为99.995%的2Li F-Be F2做冷却剂,对冷却剂温度反应性系数与PB-FHR的堆芯活性区体积的关系进行定量分析。利用SCALE5.1软件对不同堆芯活性区体积的PB-FHR的冷却剂温度反应性系数进行了研究。分析结果表明:堆芯活性区体积越大的PB-FHR,冷却剂温度反应性系数越趋于正值,堆芯活性区体积越小的PB-FHR,冷却剂温度反应性系数越趋于负值。基于四因子公式的分析表明,逃脱共振俘获的概率、不泄漏概率和热中子利用系数在不同堆芯活性区体积的PB-FHR内的差异是影响冷却剂温度反应性系数差异的主要原因。     

HP-STMCs空间堆堆芯典型瞬态热工分析

以计算流体力学(CFD)为基础,编写HP-STMCs空间堆堆芯功率瞬变模型和反应性反馈模型的用户自定义函数(UDF),开发堆芯瞬态分析程序SNPS-FTASR。对程序的正确性进行验证并得到满意的结果后,用SNPS-FTASR分析1个控制鼓误动作向堆芯引入正反应性和堆芯1根热管失效时的瞬态响应特性。结果显示:在1个控制鼓误动作引入正反应性时,堆芯功率先迅速升高后因堆芯反应性负反馈而缓慢上升,最终堆芯功率稳定在额定功率的121.3%。在堆芯1根热管失效时,堆芯UN燃料芯块的温度先迅速升高后因反应性负反馈使得堆芯功率迅速下降,最终堆芯功率稳定在额定功率的88.7%,堆芯最高温度较稳定状态上升约140 K,表明热管冷却空间堆在一个控制鼓误动作和1根热管失效时热工方面是安全的。     

液态熔盐堆堆芯功率模糊PID控制

液态熔盐堆采用熔融氟化盐为燃料,燃料熔盐出口温度是衡量熔盐堆安全的重要指标。通过堆芯功率控制可实现燃料熔盐出口温度控制。将液态熔盐堆堆芯划分成内区和外区,并基于能量守恒原理建立堆芯非线性模型,采用微扰理论对非线性模型进行线性化。基于堆芯线性化模型,采用模糊比例-积分-微分(PID)控制器设计堆芯功率控制系统。以熔盐增殖堆(MSBR)为例,开展堆芯功率控制仿真。结果表明,引入10^-3、2×10^-3阶跃反应性时,模糊PID控制器可以减小系统响应的上冲幅度和超调量,并且在堆芯功率发生了较大的负荷变化时,模糊PID控制器可以对堆芯功率的变化实现良好跟踪。故所采用的模糊PID控制器具有良好的动态性能,可实现对堆芯功率的良好控制。     

基于堆芯线性化模型的液态熔盐堆功率控制研究

液态熔盐堆中熔盐燃料依托主泵驱动在一回路中流动,在流动过程中造成了反应性损失,直接引起堆芯功率变化。考虑到熔盐燃料流动对堆芯功率控制的影响,建立了堆芯非线性模型,并对模型进行线性化处理。基于堆芯线性化模型,采用线性二次型高斯/回路传输（LQG/LTR）技术设计堆芯功率控制系统。以熔盐实验堆为例,开展堆芯反应性扰动控制研究。结果表明,采用堆芯线性化模型和LQG/LTR技术可以实现对液态熔盐堆堆芯功率的控制。      

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。