氯盐和氟盐快堆增殖特性研究

熔盐快堆具有燃料增殖、核废料嬗变和固有安全性等方面的突出优点,是目前备受关注的第四代先进核能系统唯一使用液态燃料的核反应堆。熔盐快堆通常选用液态氟盐或氯盐作为燃料载体盐和冷却剂,高增殖特性是其主要特征参数之一。基于双流体熔盐堆堆芯结构,采用基于反应堆安全分析和设计的综合性模拟程序SCALE(Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation)对两种氟盐快堆和一种氯盐快堆在同一重金属溶解度下的U-Pu燃料增殖比进行模拟计算,对不同增殖层和反射层下的增殖比进行了模拟分析,并分析了氯盐快堆在增殖层和反射层变化时,裂变区和增殖区中子能谱的变化情况。结果表明:在相同温度、相同摩尔比下,氯盐快堆比氟盐快堆具有更高的U-Pu燃料增殖比;氯盐快堆的增殖比随着增殖层和反射层厚度的增加而增加,但是增殖比的增长速率有所减弱;氟盐快堆的增殖层在厚度尺寸较小时,其变化对增殖比有较小影响,当厚度増至60 cm时,增殖层厚度尺寸的变化几乎对增殖比没有影响;氟盐快堆的反射层尺寸的变化对增殖比没有影响;增殖层和反射层厚度的改变不影响堆芯临界状态和裂变区中子能谱。这为三种熔盐快堆的基盐选择及尺寸设计从增殖方面提供了理论依据。     

液态熔盐堆常用燃料盐增殖能力比较分析

熔盐堆作为第四代先进核能系统,具有中子经济性好、固有安全性高、在线换料、燃烧钍燃料等优点。本文针对熔盐快堆和熔盐热堆,采用MCNP5计算了熔盐堆中常用的9种燃料盐寿期初的临界性能和转换系数,并用中子平衡方法分析了影响转换系数的因素。从寿期初的计算数据分析,由于²³³U具有较高的平均裂变中子数及较小的中子俘获截面,有利于提高反应堆增殖系数和燃料利用率。另外,熔盐中的²³Na相对于7 Li中子俘获截面更大,导致含²³Na燃料盐增殖系数相对较低,但对热堆的影响较小;而在快堆中,熔盐中采用Na元素相比采用Li元素更有利于中子能谱硬化,更适合快堆的增殖。     

以高浓铀为燃料的快堆燃耗近似计算方法

本文利用一阶扰动理论推导出一种用于以高浓铀为燃料的快中子实验堆的燃耗近似计算方法。利用某些假定,得到反应性随时间变化的简单解析解。在保证一定精度的前提下,大大减少了计算量。用此方法对某快堆预想方案进行了计算,其结果与燃耗程序算得的结果符合较好。     

LEU启堆模式下的氯盐快堆Th-U与U-Pu循环特性研究

相比于氟盐快堆,氯盐快堆重金属溶解度更大、中子能谱更硬、增殖性能更好,是实现闭式燃料循环的理想堆型。为了分析对比氯盐快堆的Th-U与U-Pu循环的性能,基于2 500 MW的氯盐快堆,采用熔盐堆过渡态计算程序TMCBurnup与平衡态搜索程序MESA,从核素的演化、增殖性能、安全性能、放射性水平等方面分析了采用低富集铀(Low Enriched Uranium,LEU)启堆在两种不同过渡模式下的Th-U与U-Pu循环的过渡态及平衡态的性能。结果表明:U-Pu循环对应的增殖性能要好于Th-U循环,边增殖边燃烧(Breeding and Burning,BB)模式下两者平衡增殖比分别为1.56与1.24,相应的倍增时间为13.5 a与16.5 a。预增殖过渡(Pre-Breeding and Burning,PBB)模式下增殖比分别为1.58与1.08,倍增时间为12.8 a与13 a。而Th-U循环则具有更好的安全性能,更低的超铀核素(Transuranics,TRU)积累量及更小的放射毒性。     

小型模块化氯盐快堆焚烧超铀核素物理特性研究

氯盐快堆具有重金属溶解度高和能谱较硬等特性,是嬗变超铀核素(Transuranic elements,TRU)的理想堆型。本文提出了一种50 MW小型模块化氯盐快堆(small-Modular Chlorine salt Fast Reactor,sm-MCFR)方案,对其焚烧TRU特性进行了初步研究。采用了基于SCALE(Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation)和MODEC(MOlten Salt Reactor Specific DEpletion Code)开发的耦合程序TMCBurnup(TRITON MODEC Coupled Burnup Code),计算并分析了sm-MCFR在TRU+232Th和TRU+DU(Depleted Uranium)两种燃料方案下的临界、燃耗、核素演化和嬗变TRU等物理性能。结果表明：在sm-MCFR运行期间,为维持临界状态,需在线添加TRU,以确保有效增殖系数k_eff>1;满功率运行40 a时,采用TRU+Th燃料方案下堆芯剩余TRU量为657...     

基于MCNP和ORIGEN的熔盐快堆燃耗分析计算

熔盐堆是6种第4代先进核能系统中唯一使用液态燃料设计的反应堆型,其堆芯一回路中循环流动的熔盐既是燃料,也是冷却剂。这一特征在省去燃料元件加工制造步骤的同时,也使得熔盐堆能进行在线处理和在线添料的操作。因此,传统固态反应堆燃耗分析程序不再适用于熔盐堆。本文以熔盐快堆(MSFR)为分析对象,基于物理分析程序MCORE(MCNP+ORIGEN),将上述熔盐堆特点考虑进去,开发出能进行熔盐堆燃耗分析的MCORE-MS。初步分析表明,233 U-started模式下,熔盐在线处理可有效降低堆芯熔盐中裂变产物的含量,提高中子经济性。MSFR运行过程中能够一直保持负的温度反应性系数。     

铅基快堆RBEC-M燃耗库制作方法研究及验证

      提出了一套新的方法流程,用来处理和生成燃耗计算所需的数据。利用核数据处理程序NJOY处理评价数据库ENDF-B-Ⅶ.1生成33群的MATXS格式库,再根据具体问题中的材料信息,经截面处理程序MGGC处理得到相关核素的微观、宏观截面,经自编写的处理模块Triso对其进行格式转化、合并,最终得到提供给燃耗计算程序使用的ISOTXS库文件,其中一般核素以微观截面的形式表示,裂变产物以类似宏观截面的伪裂变产物形式表示。对铅冷快堆基准题900 MW RBEC-M进行了计算,采用REBUS-3进行燃耗计算,对比了结果中的有效增殖系数k_eff随燃耗的变化趋势、功率分布以及中子能谱,最终结果与参考报告较为符合,初步验证了这一系列燃耗库制作流程的可行性。      

小型模块化熔盐快堆燃料管理初步分析

由于燃料随熔盐流动的特性以及可以进行在线添料与处理的特点,液态燃料熔盐堆的燃耗分析与燃料管理和传统固态燃料反应堆有很大不同,需要针对液态燃料熔盐堆的特点重新开发燃耗分析与管理程序。本文针对液态燃料熔盐堆的熔盐流动特性以及在线添料与处理功能,基于MCNP5和ORIGEN2.1燃耗耦合程序,开发了适用于液态燃料熔盐堆的燃料管理程序,并应用于一种小型模块化熔盐快堆的燃料管理和分析,对比分析了5种不同运行方案以及分批在线添料情况下,运行30年期间keff的变化情况及重要核素的演化情况。计算结果表明,采用不断调整添料率的连续在线添料运行方案和固定批量添料的运行方案,都可以让小型模块化熔盐快堆维持运行在一个较小的keff波动范围之内。开发的燃料管理程序适用于液态燃料熔盐堆的研究,同时可以为液态燃料熔盐堆的设计及燃耗管理和分析提供有价值的参考。     

气冷快堆燃料组件均匀化初步研究

气冷快堆是第4代核能系统候选方案之一,具有高温多用途、能增殖等优点。本工作以一气冷快堆的设计方案为研究对象,针对单组件模型和全堆芯模型,采用MCNP耦合ORIGEN的方法,计算了有关临界、燃耗过程的几个重要物理特性,比较了采用精细化结构和组件均匀化方法在计算精度、计算时间等的差别,说明了采用组件均匀化方法进行气冷快堆全堆燃耗计算的必要性和可行性。     

钍增殖熔盐堆不同燃耗核数据不确定度分析

本文利用开发的耦合模块,将SCALE程序中的TRITON和TSUNAMI-3D模块相结合,针对1GWth钍增殖熔盐堆开展不同燃耗时期核数据引起的k_(eff)不确定度分析。结果表明:随着燃耗的增加,核数据引起的keff不确定度由0.49%增大到0.55%。初始时刻对k_(eff)不确定度影响最大的反应截面是232 Th(n,γ)(约0.35%),其次是233 U(n,f)和7 Li(n,γ)。随着燃耗的增加,~(135)Xe(n,γ)、~(143)Nd(n,γ)对k_(eff)不确定度的影响逐渐显著。各反应灵敏度系数分析表明,~(232)Th(n,γ)、~(233)U(n,f)和~7Li(n,γ)截面数据对k_(eff)不确定度影响较大,需重点改进。上述关键反应在0.02~0.5eV敏感性较强,需重点关注。     

熔盐快堆缓发中子先驱核湍流输运效应

针对熔盐快堆中子物理与水力强耦合的特点,使用开发的熔盐堆三维多物理耦合程序TMSR3D,分析了稳态情况下锕系元素再循环嬗变熔盐堆(MOSART)缓发中子先驱核守恒方程中湍流扩散项对熔盐快堆堆芯物理参数的影响。结果表明:在稳态情况下,湍流扩散项对堆芯有效增殖因数影响很小,对堆芯快中子和热中子通量密度的影响也很小,但湍流扩散项对堆芯缓发中子先驱核分布的影响大,且影响程度与具体的湍流运动黏度分布、湍流施密特数和不同的缓发中子先驱核群相关。     

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.     

Transient Xenon Analysis in a Molten Salt Breeder Reactor

An evaluation is made to estimate the transient xenon behavior in an MSBR for several representative patterns of operation. Such analysis is indispensable for detailed evaluation of reactivity balance under transient conditions. The results are compared with those of a typical PWR. The xenon behavior does not differ between the two types of reactor to the extent that might be expected from the fact that in the MSBR, xenon behavior is additionally conditioned by the processes of migration into the circulating bubbles and into the graphite, as well as by diffusion therein.

It is shown that the reactivity transients due to xenon buildup can be held within the range of counteraction by control rod movement for any normal change of reactor output, so long as the reactor is not shut down. After a shutdown, insertion of the control rods will not suffice to override the xenon buildup, but then the fuel processing system could be conveniently utilized to increase the quantity of ²³³U contained in the fuel and regain required reactivity of the core.     

Locked Rotor Accident Analysis in a Molten Salt Breeder Reactor

An analysis is made of locked rotor accidents in a molten salt breeder reactor (MSBR). The evaluation is performed using a point reactor model for the reactor power and a spatially lumped parameter model of primary system for fuel temperature.

In a reactor with circulating fuel such as an MSBR, the reduction or the stoppage of fuel flow caused by locked rotor of fuel pumps will result not only in adding positive reactivity due to the decrease of the loss of delayed neutron precursors out of the core, but also in loosing heat sink. In this report, locked rotor accidents of one, two, three and four pumps out of four fuel salt pumps are evaluated. It is shown that the transients of the reactor system will be within the safety range in virtue of the excellent nuclear and thermal characteristics of the MSBR.     

熔盐实验堆中燃料核素的灵敏度系数计算分析

以熔盐实验堆为模型,采用MCNP5和SCALE5.1中的TSUNAMI-3D-K5对燃料核素的灵敏度系数进行计算与分析。结果表明,灵敏度系数与核素在MSRE中的含量、位置和核素的中子反应截面有关,得到灵敏度系数最大的核素²³⁵U的宏观裂变截面和宏观俘获截面的灵敏度系数分别为0.267和0.110。MCNP5和TSUNAMI-3D-K5计算不同能区下²³²Th宏观总截面和俘获截面的灵敏度系数曲线一致,曲线在0.1 eV附近有一小峰,振荡区域同截面共振区范围相同。     

基于MOREL2.0对石墨慢化熔盐堆的稳态分析

熔盐堆采用熔融的氟化盐混合物作为燃料和堆芯的冷却剂,由于燃料的流动,熔盐堆在中子学和热工水力学方面与传统固体燃料反应堆有着较大区别。本文基于熔盐堆分析程序MOREL2.0对钍基熔盐堆（TMSR）初步堆芯设计方案进行了稳态计算分析,结果表明：燃料流动对缓发中子先驱核的分布影响较大,并导致169 pcm反应性损失;随燃料在外部回路中滞留时间的增加,k_eff降低,80 s后趋于平稳;TMSR具有负的入口燃料温度系数,具有固有安全性。     

熔盐堆单参数扰动瞬态特性分析

熔盐堆（MSR）作为一种新型的反应堆,其热工水力特性与其他堆型有很大差异,扰动瞬态分析有助于从根本上了解其安全特性和运行状态。为了研究MSR的运行瞬态特性,本研究以液态燃料MSR为研究对象,利用经过修改的RELAP5/ MOD4.0程序进行了稳态运行工况下的扰动瞬态分析。干扰变量包括反应性引入、一回路熔盐质量流量、二回路质量流量、空气散热器质量流量、空气散热器入口空气温度。分析了主要运行参数,如功率、堆芯进出口温度、二回路进出口温度、特征时间等。结果表明MSR在各种扰动瞬态下的最终状态都趋于稳定,而不存在严重的瞬态变化,这是对其固有稳定性特性的直观表征。根据功率和温度等变量在扰动下的变化,提出了功率和不同回路温度的控制方法。      

钍基熔盐堆回路管道蠕变疲劳分析和评定研究

钍基熔盐堆(TMSR)回路管道的运行温度大于500℃,需要采用高温反应堆的评定准则来进行评定。对于高温管道需对其进行应力、应变及蠕变-疲劳分析来保证其完整性。传统的方法是采用ANSYS软件建立有限元模型来进行蠕变-疲劳分析,耗时费力。本文采用PIPESTRESS软件对TMSR回路管道进行评定。分析结果表明:通过引入应力指数,对PIPESTRESS软件的计算结果进行处理,可以完成回路管道蠕变-疲劳分析的快速评定。在TMSR回路管道分析中,该方法省时省力,是一种更加实用和有效的方法。