超长寿命小型自然循环铅铋快堆堆芯概念设计研究

以提高铅铋快堆的经济性与固有安全性为目标,开展100 MWt超长寿命小型自然循环铅铋快堆SPALLER-100概念设计,在选用PuN-ThN燃料和~(208)Pb-Bi冷却剂的基础上,提出了一种添加固体慢化剂BeO的燃料组件设计方案,开展了堆芯布置研究和控制棒系统设计,分析了堆芯物理特性与稳态自然循环特性。结果表明:在低燃料装载量和小堆芯体积条件下,SPALLER-100堆芯换料周期达32 a,平均卸料燃耗高达210.38 MW·d/kg(HM),整个寿期内的反应性系数均为负值。稳态运行工况下燃料包壳、芯块最大温度均小于安全限值,反应堆具备一回路自然循环能力和一定流量自动分配能力。     

自然循环反应堆全寿期流量分配多目标优化研究

堆芯流量分配设计是自然循环反应堆堆芯结构优化的重点内容,对提升堆芯经济性和安全性具有重要意义。基于反应堆闭式并联多通道模型构建了局部最优流量分配计算模型,并对现有的流量分配方案进行分析,针对其局限性,提出了一种基于最佳时区的多目标综合评价法,可实现反应堆全寿期多目标流量分配优化计算;根据所提出的理论,结合TOPSIS综合评价法,以自然循环下最大输出功率、反应堆寿期内出口最大温差以及最大温差随时间变化标准偏差为属性值,开展小型长寿命自然循环铅铋快堆SPALLER-100的堆芯流量分配方案优化研究。研究结果表明,基于运行时间为3182 d功率分布所得SPALLER-100反应堆堆芯流量分配方案最佳,与基于寿期初功率分布所得流量分配方案相比,所得方案堆芯出口最大温差降低30 K,堆芯出口最大温差随时间变化的标准偏差降低41%,反应堆自然循环最大输出功率提高2.35%。      

长寿命小型自然循环铅基快堆燃料选型

针对铅基快堆长寿命、小型化、自然循环的设计目标,构建铅基快堆堆芯模型并开展燃料选型研究,选取U-Pu、Th-U循环燃料及氧化物、氮化物、碳化物、金属燃料,分析比较了不同燃料的物性参数、在不同能谱条件下的堆芯物理特性。结果表明：在偏软能谱中,Th基燃料堆芯增殖能力更强,反应性系数负值更大,热工安全裕量更大、裂变产物容留能力更强;PuN-ThN燃料堆芯燃耗特性最佳,可在较疏松栅格条件下获得较强增殖能力,减少燃料装载量,确保固有安全性,兼顾堆芯长寿命、小型化、自然循环设计要求;但堆芯有效缓发中子份额较小,不利于反应性控制。     

长寿命小型自然循环铅基快堆燃料选型

针对铅基快堆长寿命、小型化、自然循环的设计目标,构建铅基快堆堆芯模型并开展燃料选型研究,选取U-Pu、Th-U循环燃料及氧化物、氮化物、碳化物、金属燃料,分析比较了不同燃料的物性参数、在不同能谱条件下的堆芯物理特性。结果表明:在偏软能谱中,Th基燃料堆芯增殖能力更强,反应性系数负值更大,热工安全裕量更大、裂变产物容留能力更强;PuN-ThN燃料堆芯燃耗特性最佳,可在较疏松栅格条件下获得较强增殖能力,减少燃料装载量,确保固有安全性,兼顾堆芯长寿命、小型化、自然循环设计要求;但堆芯有效缓发中子份额较小,不利于反应性控制。     

小型轻量化铅铋反应堆燃料组件几何结构研究

燃料组件的几何结构和栅格参数显著影响铅铋反应堆的物理/热工特性,采用不同几何结构燃料组件的堆芯在相同换料周期、热工限值约束下的临界尺寸、燃料装载量存在差异。本文开展小型轻量化铅铋反应堆的燃料组件几何结构研究,通过建立铅铋反应堆堆芯模型,选取棒束型、环形、蜂窝煤型燃料组件方案,比较分析了3种方案在堆芯尺寸、燃料装载量、冷却剂流通面积、包壳和气隙体积相同和在换料周期为10 a、稳态热工安全裕量基本一致条件下堆芯的燃耗特性、反应性系数、稳态热工特性参数。结果表明：相比于棒束型与环形燃料组件,蜂窝煤型燃料组件良好的稳态热工特性与较硬的中子能谱,采用蜂窝煤型燃料组件的堆芯可以实现更小的堆芯尺寸及燃料装载量,具备显著的膨胀负反馈,同时能够有效展平功率分布和降低堆芯压降,是有利于铅铋反应堆小型化及轻量化的燃料组件方案。     

全厂断电事故工况下小型铅铋快堆余热排出能力评价

小型铅铋快堆的非能动余热排出系统（PRHRS）主要是为应对全厂断电（SBO）事故,但目前并不确定该PRHRS能否有效带走堆芯衰变热以保证堆芯安全,因此开展了数值分析研究评价PRHRS的余热排出能力。本文使用RELAP5 4.0程序开展了小型铅铋快堆SBO事故热工水力分析,首先进行稳态计算,之后将稳态结果作为初值进行瞬态计算。研究结果表明：在整个SBO事故中,包壳峰值温度最高为820 K,主容器与保护容器壁面最高温度分别为792 K和769 K,均未超过安全限值,表明此PRHRS可有效应对小型铅铋快堆SBO事故。本文研究可为小型铅铋快堆PRHRS的工程设计奠定技术基础。     

铅铋自然循环热工水力分析程序开发

铅铋堆内冷却剂的自然循环对于反应堆的正常运行以及事故工况下的堆芯热量导出均至关重要,相关热工水力分析工作对于支持设计及安审均有重要意义。通过对铅铋堆内一回路系统内主要部件,包括堆芯、热交换器、管道等建立热工水力物理模型,开发了适用于铅铋自然循环瞬态过程模拟的热工水力分析程序,并利用铅铋自然循环回路内开展的自然循环启动实验、功率台阶影响实验等的结果进行了程序的初步验证。结果表明,程序计算得到的结果与实验结果符合较好,能够较好模拟铅铋自然循环的瞬态过程。该程序可以为铅铋堆研发过程中自然循环热工水力分析工作提供支持。     

铅铋反应堆堆芯流量分区智能优化方法研究

堆芯流量分区是实现堆芯出口温度展平的重要手段,合理地分区可以提高反应堆的安全性和经济性。本文将人工智能优化算法与单通道模型进行耦合,构建了反应堆堆芯流量分区计算模型,分别开展遗传算法、差分进化算法、量子遗传算法在反应堆流量分区问题上的收敛性分析。根据所得最优算法,分别以寿期初功率分布、各燃料组件在整个寿期内最大功率为样本数据,基于小型长寿命自然循环铅铋快堆SPALLER -100开展两种不同流量分区方案对比分析。研究结果表明,在3种智能优化算法中,量子遗传算法在反应堆流量分区问题上收敛性最佳,能较快地搜索到最优分区结果;基于寿期初功率分布样本数据所得燃料组件最大出口温度超出反应堆热工安全限值,而基于各燃料组件在整个寿期内最大功率所得燃料组件最大出口温度降低了140 K,且始终保持在热工安全限值之下;SPALLER-100反应堆最佳分区数为5,再增加分区数对提高反应堆热工安全性能影响较小。      

自然循环铅铋冷却快堆失热阱瞬态研究

为考察自然循环铅铋冷却快堆的自然循环与固有安全特性,利用基于中子学与热工水力学耦合方法的安全分析程序NTC-2D,对10 MW自然循环铅铋冷却快堆的无保护失热阱(ULOHS)和有保护失热阱(PLOHS)工况分别进行了模拟与分析。结果表明,对于ULOHS,冷却剂、包壳及燃料芯块温度均远低于安全限值,并且由于反应性温度负反馈,反应堆自动停堆;对于PLOHS,事故后600s内,停堆保护系统的投入使反应堆处于安全状态。瞬态模拟表明该反应堆具有良好的自然循环与固有安全特性。     

一种适用于小型长寿命自然循环铅基快堆的冷却剂研究

以小型化、长寿命、自然循环为铅基快堆的设计目标，构建100 MWt铅基快堆堆芯模型并开展冷却剂选型研究，选取Pb同位素/混合物及Pb-Bi混合物，分析比较了采用不同冷却剂堆芯的物理特性与自然循环特性。结果表明：得益于²⁰⁸Pb在高能区小的非弹性散射截面与中低能区极小的中子俘获截面，加之Bi较小的中子俘获截面，采用²⁰⁸Pb-Bi冷却的铅基快堆堆芯在30满功率年运行周期内的燃耗反应性损失最小，增殖性能最佳，且具备负值较大的空泡系数、冷却剂温度系数和较大的有效缓发中子份额，可装载较低富集度或较少量燃料，有利于堆芯小型化、长寿命和固有安全性；²⁰⁸Pb-Bi相比Pb冷却的铅基快堆具备更强的自然循环能力、更弱的材料腐蚀、更宽的运行温度区间，有利于反应堆安全运行与维护。高²⁰⁸Pb丰度的铅可以从钍矿石及钍铀矿石中提取，极大降低了²⁰⁸Pb的分离提取难度。     

铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法研究

铅基快堆具有良好的自然循环能力,研究其自然循环特性对提高反应堆固有安全性具有重要价值,而比例分析方法是建立合理可行铅基快堆自然循环实验台架的理论基础。本文通过无量纲化典型自然循环铅基快堆一回路系统的流体控制方程,确定主要的无量纲相似准则群;基于所构建的无量纲相似准则数对小型自然循环铅基快堆SNCLFR-10开展比例分析,获得双环路单相自然循环实验台架的几何和热工水力设计参数;对比分析额定工况下SNCLFR-10和缩比实验台架的关键热工水力参数,开展铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法验证。研究结果表明,SNCLFR-10和缩比台架的关键热工参数模拟结果比值与理论推导比例关系吻合良好,建立的铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法合理可行。     

铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法研究

Lead-based fast reactors have good natural circulation capabilities, and its natural circulation characteristics is of great value to improve the inherent safety of the reactor, and the scaling analysis method is the theoretical basis for establishing a reasonable and feasible lead-based fast reactor natural circulation test facility. In this paper, the main similarity groups could be determined by using dimensionless fluid governing equations of typical natural circulation lead-based fast reactor primary cooling system. Based on the constructed dimensionless similarity groups, the scaling analysis of small natural circulation lead-based fast reactor named SNCLFR-10 was carried out to obtain the geometric and thermal hydraulic design parameters of the dual-loop single-phase natural circulation experimental facility. The scaling method of the lead-based fast reactor natural circulation test facility was verified by comparing and analyzing the key thermal and hydraulic parameters of SNCLFR-10 and the scaled-down test facility under rated conditions. The research results show that the key thermal-hydraulic parameter ratios of SNCLFR-10 and the scaled-down facility are in good agreement with the theoretically deduced ratio, and the established lead-based fast reactor natural circulation experimental facility scaling analysis method is reasonable and feasible.     

小型自然循环铅基快堆内部始发事件选取研究

始发事件是铅基反应堆确定论安全分析和概率安全评价的起点和基础,对反应堆优化设计和安全运行具有重要指导作用。本文基于小型自然循环铅基快堆SNCLFR-100当前的设计方案,参考其他先进快堆始发事件选取经验,以广义“堆芯熔化”作为顶层目标事件,采用主逻辑图（MLD）方法推导其内部始发事件,最后得到一组较完整的内部始发事件清单。本文研究可为自然循环铅基快堆安全分析工作的开展提供理论依据。      

Design and safety optimization of ship-based small nuclear power reactors

Design and safety optimization of ship-based nuclear power reactors have been performed. The neutronic and thermo-hydraulic programs of the three-dimensional X–Y–Z geometry have been developed for the analysis of ship-based nuclear power plant. Quasi-static approach is adopted to treat seawater effect and quasi-static approach is also employed to treat neutronic aspect during safety analysis.

The reactors are loop type lead–bismuth-cooled fast reactors with nitride fuel and with relatively large coolant pipe above reactor core, the heat from primary coolant system is directly transferred to water–steam loop through steam generators. The power level is 100–200 MW th and excess reactivity is about 1$. Three types of core were investigated in the optimization process: balance, tall, and pancake with five values of Z–Y size ratio.

As the optimization results, the core outlet temperature distribution is changing with the elevation angle of the reactor system. The pancake core type has larger temperature distribution change as the elevation angle changes due to the sea wave. The natural circulation capability is good for safety. However, large driving head of natural circulation may cause large temperature fluctuation as the elevation angle changes.     

Inherent Prevention and Mitigation of Severe Accident Consequences in Sodium-Cooled Fast Reactors

Safety challenges for sodium-cooled fast reactors include maintaining core temperatures within design limits and assuring the geometry and integrity of the reactor core. Due to the high power density in the reactor core, heat removal requirements encourage the use of high-heat-transfer coolants such as liquid sodium. The variation of power across the core requires ducted assemblies to control fuel and coolant temperatures, which are also used to constrain core geometry. In a fast reactor, the fuel is not in the most neutronically reactive configuration during normal operation. Accidents leading to fuel melting, fuel pin failure, and fuel relocation can result in positive reactivity, increasing power, and possibly resulting in severe accident consequences including recriticalities that could threaten reactor and containment integrity. Inherent safety concepts, including favorable reactivity feedback, natural circulation cooling, and design choices resulting in favorable dispersive characteristics for failed fuel, can be used to increase the level of safety to the point where it is highly unlikely, or perhaps even not credible, for such severe accident consequences to occur.     

自然循环铅基快堆一回路系统驱动力的关键影响因素研究

为深入研究影响自然循环铅基快堆一回路系统驱动力的关键因素,以自然循环铅基快堆SNCLFR-10为研究对象构建描述反应堆一回路自然循环稳态运行模型;从理论上量化分析冷/热池的热量传递、热源和热阱温度非线性分布、反应堆压力容器壁散热3种因素对自然循环能力的影响,并开展了相关数值模拟验证。结果表明,数值模拟结果与本研究理论计算值吻合较好;3种自然循环能力影响机制耦合作用将降低SNCLFR-10系统自然循环能力,导致自然循环流量与功率之间不再满足理论所得的1/3次方关系。      

中国加速器驱动嬗变研究装置次临界反应堆概念设计

根据中国加速器驱动嬗变研究装置(CiADS)的建设要求,完成了CiADS中次临界反应堆的概念设计。次临界反应堆为液态铅铋冷却快中子反应堆,采用半池式-半回路式的布置方式,通过主容器的中心管实现了与散裂靶在结构上的耦合。燃料组件及换料方式采用相对成熟的技术方案,设置了铅铋主冷却剂辅助系统,通过多种专设安全设施来保证反应堆的安全。CiADS次临界反应堆充分考虑了堆靶耦合界面的可实现性,利用了液态铅铋冷却剂良好的传热性,结合了池式堆冷却剂自然循环的特性及回路式堆冷却剂装量少的特性,具有良好的可行性、安全性、布置灵活性和技术扩展性。