基于灵敏度对比分析SCALE 6.1自带库与CENDL-TMSR-V1数据库

为满足钍基熔盐堆物理设计和钍铀燃料循环物理分析对核数据的需求,中国核数据中心研制了一套钍铀燃料循环专用数据库CENDL-TMSR-V1。本文利用SCALE程序,针对熔盐堆开展了SCALE 6.1自带数据库和CENDL-TMSR-V1库对比分析。结果显示,针对1 GWt钍增殖熔盐堆,利用两个数据库的238群数据计算的不同燃耗下k_(eff)最大差异约1 200 pcm。结合核数据对k_(eff)的灵敏度分析显示,其差异主要由石墨的核数据不同引起的。宏观检验结果显示,CENDL-TMSR-V1库中石墨数据更合理。同时,基于CENDL-TMSR-V1 44群协方差数据,计算得到核数据对初始时刻k_(eff)总不确定度为1.03%,约为SCALE 6.1自带44群协方差数据库计算结果的2倍,其差异主要由~(233)U、~(232)Th等核素的协方差数据不同导致。     

基于LR-0基准题的CENDL-TMSR-V1数据库验证

为验证氟盐冷却先进堆型的物理特性,在捷克LR-0装置上开展了关于石墨和FLiNa盐的中子物理实验,形成了满足国际临界安全分析评价标准的基准题。基于上述基准题,利用MCNP和SCALE程序,对中国核数据中心研制的钍-铀循环专用核数据库CENDL-TMSR-V1进行了验证。结果表明,CENDL-TMSR-V1计算得到的石墨和FLiNa盐样品组临界实验keff、能谱和中子通量均与实验结果符合。临界计算最大差异为-0.001 87,在实验不确定度范围内。相较于ENDF/B-Ⅶ.0的计算结果,CENDL-TMSR-V1计算值与实验结果更接近。不确定度分析表明,CENDL-TMSR-V1计算得到的石墨和FLiNa盐核数据不确定度明显小于SCALE6.1自带协方差数据库的计算结果。     

熔盐堆钍铀、铀钚燃料循环核数据不确定度分析

反应堆物理设计不确定度是第4代核能系统的QMU（quantification of margins and uncertainties）有效性认证所必须的参数之一,核数据不确定度是其重要来源。基于自主开发的耦合程序BUND（burnup uncertainty of nuclear data）,将SCALE程序TRITON和TSUNAMI-3D模块耦合,完成了熔盐堆钍铀燃料循环、铀钚燃料循环核数据引起的有效增殖因数k_eff不确定度分析,并与ENDF/B-Ⅶ.1协方差数据库计算结果进行了对比。结果显示：初始时刻,两种燃料循环模式下,核数据导致的k_eff不确定度分别为0.490%和0.582%。随燃耗的增加,核数据引起的k_eff不确定度增加。寿期末,两种燃料循环模式下,对k_eff不确定度影响显著增加的反应道分别为²³⁹Pu(nubar)、(n,f)、(n,γ)、¹⁰⁵Rh(n,γ)、¹³⁵Xe(n,γ)和²³⁴U(n,γ)、¹⁴³Nd(n,γ)、^131,135Xe(n,γ)等。     

钍铀燃料循环专用核数据库CENDL-TMSR-V1的基准检验

中国科学院上海应用物理研究所委托中国核数据中心研制了钍铀燃料循环专用核数据库CENDL-TMSR-V1,用于钍基熔盐实验堆的临界计算及屏蔽设计。为验证该数据库的可靠性,根据钍基熔盐实验堆的特点,从国际核临界安全手册中挑选了一系列基准实验装置进行基准检验。检验结果表明,绝大部分基准装置的k_eff计算结果与实验数据的相对误差在0.5%以内,证明CENDL-TMSR-V1具有较好的可靠性和适用性,可用于钍基熔盐实验堆的物理设计。     

BEAVRS堆芯keff的敏感性与不确定性分析

核数据不确定性分析影响着反应堆安全,在反应堆堆芯物理计算过程中具有重要意义。利用SCALE6.1程序包中KENO模块建立反应堆模拟评估和验证基准BEAVRS（Benchmark for Evaluation and Validation of Reactor Simulations）第一循环热态零功率堆芯物理模型,采用TSUNAMI-3D模块开展k_eff的敏感性与不确定性分析,分析了不同燃料富集度、不同温度对k_eff敏感性与不确定性的影响。结果表明:核数据不确定性导致BEAVRS模型的k_eff总的不确定性为0.501 6%;²³⁵U的平均裂变中子数敏感性导致k_eff的敏感性系数最大（0.926 58）;对k_eff不确定性贡献最大的是²³⁸U（n,γ）反应截面,为0.298 14%;在燃料富集度降低、温度上升时,²³⁸U（n,γ）反应截面不确定性会导致k_eff的不确定性增大。因此,在开展反应堆...     

钍铀燃料循环专用核数据库CENDL-TMSR-V1的基准检验

中国科学院上海应用物理研究所委托中国核数据中心研制了钍铀燃料循环专用核数据库CENDL-TMSR-V1,用于钍基熔盐实验堆的临界计算及屏蔽设计。为验证该数据库的可靠性,根据钍基熔盐实验堆的特点,从国际核临界安全手册中挑选了一系列基准实验装置进行基准检验。检验结果表明,绝大部分基准装置的k_(eff)计算结果与实验数据的相对误差在0.5%以内,证明CENDL-TMSR-V1具有较好的可靠性和适用性,可用于钍基熔盐实验堆的物理设计。     

钍基熔盐堆燃料循环与启动策略研究

研究了熔盐燃料在堆内外循环以及考虑特殊核素的添加、提取等在线处理过程的熔盐堆燃耗计算模型,在多功能组件计算程序SONG的基础上开发了相应的燃料循环计算功能并进行了初步验证。在此基础上,分别针对氧化铍慢化的热谱熔盐堆和无慢化的快谱熔盐堆进行计算,并根据堆芯反应性长期稳定的基本要求,分析了利用²³³U和工业Pu启动熔盐堆时配套的在线处理方案以及相应的易裂变核添加要求。通过对核素添加、提取以及燃料内核密度的平衡计算,分析了不同的在线处理方案与启动策略对钍-铀燃料循环效率的影响,并据此提出了初步的熔盐堆燃料循环技术路线。结果表明：压水堆乏燃料提取的工业Pu较²³³U更适宜用于钍铀燃料循环启动,因工业Pu启动的快谱熔盐堆的²³³U产率明显高于²³³U启动熔盐堆,而当有了足够的²³³U积累后,²³³U启动的热谱熔盐堆是更好的选择,因其燃料倍增时间更短且燃料初装量也小得多。     

基准模型keff对核数据的灵敏度分析及不确定度量化

为研究有效增殖因数（k_eff）对核反应数据的灵敏度,以科学量化核数据导致k_eff计算的不确定度,编制了输运计算积分量灵敏度及不确定度分析程序SURE。该程序采用多群S_N输运计算方法计算k_eff、角通量和伴随角通量,基于微扰理论确定k_eff对核数据的灵敏度,利用协方差数据量化评估k_eff计算的不确定度。利用ENDF/B-Ⅶ.1评价中子核数据库,制作了输运计算所需的多群核数据、灵敏度分析所需的各反应道多群截面和中子群转移矩阵、不确定度分析所需的多群协方差数据。采用上述数据,利用SURE分析了基准模型Godiva和Jezebel的k_eff计算值对核数据的灵敏度,以及核数据导致的模拟计算的不确定度。SURE的灵敏度计算结果与MCNP程序及FORSS程序计算结果符合较好。     

熔盐堆堆芯分区结构对钍燃料增殖性能的影响

熔盐堆作为第四代先进核能系统,具有在线处理和利用钍燃料等各种优势。我们主要参考法国国家科学研究院(Centre National de la Recherche Scientifique,CNRS)的相关研究,该单位对熔盐堆堆芯结构进行优化,提高其钍铀转换率。利用SCALE(Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation)大型蒙特卡洛程序针对超热中子谱熔盐堆进行堆芯结构优化。从计算数据分析,Blanket增殖区在堆芯的不同位置可以提高Blanket中的钍铀增殖率,但是并不能提高整个堆芯的钍铀增殖率。对于超热谱的熔盐堆,单熔盐石墨孔道可以提供CNRS设计几乎相当的钍铀增殖率,同时可以极大地降低慢化剂石墨内的中子通量水平,延长更换堆芯石墨周期,提高整个熔盐堆的运行经济性。     

基于S/U分析方法的钍基熔盐装置核数据需求初步分析

采用蒙特卡罗微扰方法计算钍基熔盐堆装置(MSRE)的keff对关键核数据的灵敏度,结合数据中心制作的多群协方差核数据库,应用S/U分析方法分析核数据引入的不确定度,给出了核素数据重要性的排序。     

Influences of 7Li enrichment on Th-U fuel breeding for an Improved Molten Salt Fast Reactor (IMSFR)

The molten salt fast reactor (MSFR) shows great promise with high breeding ratio (BR),large negative temperature coefficient of reactivity,high thermal-electric conversion efficiency,inherent safety,and online reprocessing.Based on an improved MSFR optimized by adding axial fertile salt and a graphite reflector,the influences of 7Li enrichment on Th-U breeding are investigated,aiming to provide a feasible selection for the molten salt with high fissile breeding and a relatively low technology requirement for 7Li concentration.With the self-developed molten salt reactor reprocessing sequence based on SCALE6.1,the burn-up calculations with online reprocessing are carried out.Parameters are explored including BR,233U production,double time (DT),spectrum,6Li inventory,neutron absorption,and the tritium production.The results show that the 7Li enrichment of 99.95％ is appropriate in the fast fission reactor.In this case,BR above 1.10 can be achieved for a long time,corresponding to the 233U production of 130 kg per year and DT of 36 years.After 80 years' operation,the tritium production for 99.5％ is only about 7 kg,and there is no obvious increase compared to that for 99.9995％.     

氢化锆慢化熔盐堆钍铀转换性能初步分析

中子能谱对钍基燃料在熔盐堆中的利用效率及温度反馈系数等安全问题有较大影响,所以对熔盐堆新型慢化剂的研究具有重要意义。本工作基于SCALE6计算程序,对不同几何栅元结构的氢化锆栅元组件在熔盐堆的物理性能进行了研究,分别计算了中子能谱、钍铀转换比、~(233)U浓度、总温度反馈系数以及燃耗等中子物理参量。结果表明,减小六边形栅元对边距或者增加熔盐占栅元体积比可以增加钍铀转换比和改善温度反应性系数;当加入的氢化锆慢化剂体积份额为0.1时就可以将熔盐堆~(233)U初始浓度降低到2.5×10~(-2)以内;氢化锆慢化熔盐堆在超热谱条件下,其~(233)U初装载量和超铀核素产量较小,同时堆芯较为紧凑。     

棒状氢化锆慢化钍基熔盐堆中子学性能优化

氢化锆(ZrH)由于具有耐高温、抗辐照和慢化能力强等优点,是反应堆常用的慢化剂。本工作研究具有钍铀转换能自持运行和较低次锕系核素（MA）产量的ZrH慢化熔盐堆的堆芯物理设计方案。采用MOC程序分析了不同燃料盐对于启堆和增殖性能的影响,为提高钍铀转换性能,对堆芯结构和慢化棒设计进行了优化与分析。结果表明：当熔盐体积比处于0.5~0.9时,ZrH慢化剂可将临界所需要的²³³U浓度降低至2%附近;采用含增殖层设计与FLi燃料盐装载的ZrH慢化熔盐堆,50 a平均钍铀转换比（CR）可达到1.028;移动式ZrH慢化棒堆芯设计可实现38 a的自持运行,且堆芯寿期末的MA产量比慢化棒不移动条件下采用FLi燃料盐和FLiBe燃料盐的MA产量分别减少约43%和8%,低于相同能量输出下石墨慢化熔盐堆的MA产量。     

HYSYS软件在反应堆系统仿真中的应用探索

系统仿真软件可以模拟运行工况变化对系统整体运行带来的影响,在系统瞬态分析和安全研究中起着重要的作用。Aspen HYSYS软件是世界知名的油气过程仿真和优化的系统软件,具有强大的二次开发功能,可以用于反应堆系统仿真。在植入熔盐物性、修改熔盐换热模型的基础上,建立并调用点堆模型的动态链接库,尝试将HYSYS与点堆耦合起来,弥补HYSYS无法对熔盐堆等反应堆进行仿真的缺憾。在此基础上,对中国科学院上海应用物理研究所的熔盐堆设计进行了系统仿真,给出了熔盐堆在不同的运行工况下的系统响应分析结果,并与RELAP5仿真结果进行比较。结果表明,耦合程序有较高的可用性,能够达到预期的效果。     

钍基熔盐堆238群中子-48群光子耦合库的研制

为满足新一代核能系统钍基熔盐堆核设计用AMPX格式多群中子-光子耦合常数库的需求,基于为钍基熔盐堆推荐的微观评价核数据库CENDL-TMSR和ENDF/B-Ⅶ.1热散射数据子库及光子-原子相互作用数据子库,采用中子-光子耦合群常数制作系统NPLC-2研制了一套AMPX格式的238群中子-48群光子耦合多群常数库。该库包含400个核素、12种热散射材料,温度从300~2 500K共5个温度点。该库采用窄共振近似进行共振自屏处理,重点锕系核素支持Nordheim方法处理共振自屏。经初步的临界基准验证和屏蔽基准验证,证明了该库的可靠性。     

Molten salts and nuclear energy production

Molten salts (fluorides or chlorides) were considered near the beginning of research into nuclear energy production. This was initially due to their advantageous physical and chemical properties: good heat transfer capacity, radiation insensitivity, high boiling point, wide range solubility for actinides. In addition it was realised that molten salts could be used in numerous situations: high temperature heat transfer, core coolants with solid fuels, liquid fuel in a molten salt reactor, solvents for spent nuclear solid fuel in the case of pyro-reprocessing and coolant and tritium production in the case of fusion. Molten salt reactors, one of the six innovative concepts chosen by the Generation IV international forum, are particularly interesting for use as either waste incinerators or thorium cycle systems. As the neutron balance in the thorium cycle is very tight, the possibility to perform online extraction of some fission product poisons from the salt is very attractive. In this article the most important questions that must be addressed to demonstrate the feasibility of molten salt reactor will be reviewed.     

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。