双区氯盐快堆的增殖及嬗变性能分析

基于熔盐嬗变堆(Molten Salt Actinide Recycler and Transmuter,简称MOSART)堆芯结构对氯盐快堆(Molten Chloride Salt Fast Reactor,简称MCFR)进行了优化,分析了熔盐成分和后处理方式的影响,使其燃耗性能得到明显的提升,但是相比熔盐快堆(Molten Salt Fast Reactor,简称MSFR)的增殖及嬗变性能仍有一定差距。基于在线连续添料与后处理方式,采用SCALE6.1程序和熔盐堆在线添料和后处理程序(Molten Salt Reactor Reprocessing Sequence,简称MSR-RS)分析了堆芯结构、~(37)Cl富集度对增殖比(Breeding Ratio,简称BR)、核素吸收率、燃耗等方面的影响,提出了双区氯盐快堆的设计,进一步提升了增殖嬗变性能和钍基燃料的利用率,倍增时间缩短到20年左右,超铀核素(Transuranics,简称TRU)嬗变率达到68%左右。     

FLi/FLiBe盐中7Li富集度对熔盐快堆钍铀转换性能的影响研究

锂(Li)元素是液态熔盐堆中冷却剂熔盐的重要组成成分,由于6Li相对~7Li具有较大的中子吸收截面,其在冷却剂熔盐中的摩尔含量会影响液态熔盐堆的钍铀转换性能,因此研究~7Li富集度对液态熔盐堆钍铀转换性能的影响十分必要。基于熔盐快堆(Molten Salt Fast Reactor,MSFR)的堆芯结构,分别采用FLi和FLiBe两种不同的冷却剂熔盐,选取范围在99.5%～99.995%的一系列~7Li富集度,借助熔盐堆后处理程序MSR-RS(Molten Salt Reactor Reprocessing Sequence),针对能谱、233U初装量、钍铀转换比、233U净产量和倍增时间、Li的演化以及氚产量等一系列参数进行分析。研究结果表明:在MSFR的堆芯中,较FLiBe而言,采用FLi作载体盐能够获得更好的钍铀转换性能;当~7Li富集度由99.995%变为99.9%时,堆芯钍铀转换比降低约1.6%,氚产量增加约8%。综合考虑燃料制造成本和钍铀转换性能等因素,对于分别采用FLi和FLiBe作载体盐的熔盐快堆MSFR,推荐的~7Li富集度都为99.9%。     

DRAGON&DONJON程序在MSR中堆芯燃耗计算的适用性

DRAGONDONJON组件-堆芯"两步法"程序通过合理简化,理论可适用于任何堆芯与工况。使用蒙特卡罗方法 RMC(Reactor Monte Carlo code)、MCNP(Monte Carlo Neutron Particle transport code)程序验证DRADON程序是否能够承担快/热谱型熔盐堆(Molten Salt Reactor,MSR)焚烧TRU、Th U燃料燃耗计算。选出熔盐增殖堆(Molten Salt Breeder Reactor,MSBR)与熔盐锕系元素再循环和嬗变堆(Molten Salt Advanced Reactor Transmuter,MOSART)堆型进行比较,同时分别利用RMC程序验证DRAGON程序组件燃耗计算的准确性,利用MCNP程序验证DRAGON程序组件均匀化方法以及DONJON程序截面调用和程序全堆扩散的准确性。结果表明,组件燃耗计算中,TRU和Th U燃料满足燃耗计算要求;堆芯临界计算中,快/热谱堆芯计算误差均小于0.001。证明DRADON程序可以胜任快、热谱型MSR焚烧TRU、Th U燃料的物理计算任务。     

熔盐实验堆堆芯物理参数研究

熔盐堆(Molten Salt Reactor,MSR)采用熔融的氟化盐混合物作为燃料,由于核燃料的特殊性,MSR在中子物理学方面与传统固体燃料反应堆有着较大区别。本文基于蒙特卡罗程序MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code),以美国橡树岭国家实验室(Oak Ridge National Laboratory,ORNL)熔盐堆实验(Molten-Salt Reactor Experiment,MSRE)为参考反应堆,系统研究了堆芯尺寸、燃料盐体积比、燃料盐重金属摩尔比、燃料盐渗透等物理参数对堆芯物理特性参数的影响。结果表明:随着堆芯尺寸增加,堆芯临界装载量有最小值;随着燃料盐体积比增加,燃料盐回路系统中重金属临界装载量先减少后增加,燃料温度系数的绝对值同样先减小后增加;燃料盐浸渗对堆芯反应性的影响,与燃料盐体积比增加对堆芯反应性产生的影响一致。本研究为2 MW液态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel,TMSR-LF1)设计提供理论参考。     

钍基氯盐快堆燃耗性能分析

与氟盐堆相比,氯盐快堆具有超铀核素(Transuranics,TRU)溶解度更高、中子能谱更硬、熔点更低等方面的优势。基于熔盐嬗变堆(Molten Salt Actinide Recycler and Transmuter,MOSART)的堆芯结构,采用熔盐堆在线添料和后处理程序MSR-RS(Molten Salt Reactor Reprocessing Sequence)进行分析,针对氯盐快堆的熔盐组成、后处理方式等方面进行了优化,以利于提升其增殖及嬗变性能。首先分析了不同载体盐和启动燃料对燃耗性能的影响,提出了熔盐成分优化方案;然后引入离线批处理和在线连续处理两种后方式来提升燃耗性能。结果表明:在氯盐快堆中,高重金属溶解度的Na Cl更适合作为载体盐;TRU中的次锕系核素(Minor Actinides,MA)有助于提升增殖性能;采用离线批处理能够达到较好的燃耗性能,降低对后处理系统的要求。优化后的堆芯燃耗时间延长到31 a,相应的燃耗深度提高至210 GW·d·t~(-1)左右,233U的积累量达到8 300 kg,并且最终消耗了约12 000 kg的TRU,嬗变率为62.1%。     

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。     

V型凹口对液态熔盐堆用核石墨构件应力分析的影响

本文利用了一个根据球床模块堆(Pebble Bed Modular Reactor,PBMR)用核石墨材料辐照性能数据编写的用户自定义材料模型(User defined Material model,UMAT),按照美国橡树岭国家实验室(Oak Ridge National Laboratory,ORNL)的液态燃料熔盐试验堆(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE)用核石墨构件尺寸,为钍基熔盐堆(Thorium-based Molten Salt Reactor,TMSR)设计了一款方型核石墨构件。利用新编UMAT对该核石墨构件进行了初步的应力分析。分析结果表明,在没有预制裂纹的情况下辐照梯度越大核石墨构件中心区域最大主应力值越大,构件的断裂位置可能出现在构件中心位置处;对于有V型凹口预制裂纹的情况,应力集中部位均出现在预制裂纹尖端附近,这将可能导致裂纹尖端附近出现裂纹扩展,从而引起构件断裂失效。     

固态钍基熔盐堆中~(14)C的产生及释放探讨

熔盐堆作为第四代反应堆论坛推荐的6种候选堆型之一,具有输出温度高、能量密度高、无水冷却等特点。固态钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor with Solid Fuel,TMSR-SF1)堆芯大部分结构材料为石墨,冷却剂杂质及石墨材料中的13C和杂质N、O易被活化产生14C。14C半衰期较长,同其他稳态核素12C、13C一样广泛参与各种复杂的生物循环,在反应堆中受到关注。TMSR-SF1中的14C广泛分布于冷却剂、堆芯石墨结构材料和燃料元件。本文采用输运燃耗耦合方法,应用SCALE6.1的TRITION控制模块对反应堆各区域的14C放射性活度进行计算分析,结果表明,反应堆在正常运行工况下一回路每年产生的14C放射性活度为0.34 TBq,满足现有的压水堆、重水堆管理限值要求。向环境释放的14C主要来自于一回路熔盐中N杂质的活化。     

熔盐增殖堆初步安全分析

熔盐堆是第四代核能论坛确定的6种先进四代堆型之一,在固有安全、燃料循环、小型化、核资源的有效利用和防止核扩散等方面有其特有的优点。美国橡树岭国家实验室基于熔盐实验堆(Molten Salt ReactorExperiment,MSRE)设计、建造和运行经验,完成了熔盐增殖堆(Molten Salt Breeder Reactor,MSBR)概念设计。本文对MSBR进行初步的安全分析,为进一步改进和优化熔盐堆安全特性提供参考。根据MSBR的概念设计,建立了一个采用耦合简化传热机制点动力学的安全分析模型,并通过MSRE实验数据进行了验证。应用该模型模拟计算了MSBR在阶跃反应性和线性反应性引入后的堆芯热功率、堆芯石墨和堆芯熔盐温度瞬态。结果表明:在引入不超过500 pcm反应性情况下,无需采取任何措施,不会出现温度过高、堆芯结构材料融化事故;若需采取控制措施,线性引入反应性比阶跃引入反应性更易于控制,且应尽量避免短时间内引入反应性。     

熔盐堆物理热工耦合程序开发及验证分析

熔盐堆(Molten Salt Reactor,MSR)是第四代反应堆6种堆型中唯一的液态燃料反应堆,与固态燃料-液体冷却剂反应堆相比,原理上有较大不同。在熔盐堆中,流动的熔盐既是燃料又是冷却剂与慢化剂,中子物理学与热工水力学相互耦合;由于熔盐的流动性,缓发中子先驱核会随燃料流至堆芯外衰变,造成缓发中子的丢失,导致堆芯反应性降低。正是由于熔盐堆的这些新特性,造成熔盐堆内缓发中子先驱核、温度等参数变化与固态燃料反应堆有所不同,需要研究熔盐堆在各种工况下的相关物理参数变化。本文主要工作是考虑缓发中子先驱核的流动性对熔盐堆的影响,研究适用于熔盐堆的二维圆柱几何时空中子动力学程序及与之耦合的热工水力学程序;利用该程序对熔盐堆中子物理学和热工水力学进行耦合计算,验证熔盐堆相关实验数据;并且计算了熔盐堆无保护启停泵及堆芯入口温度过冷过热工况,用于分析熔盐堆的安全特性。计算结果表明,程序能够对熔盐反应堆实验(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE)的相关实验数据进行较好的模拟计算,并且验证了熔盐堆的固有安全性。     

钍基液态燃料熔盐实验堆氙毒分析

熔盐堆作为第四代核能系统堆型之一,液态燃料形态的特点使其可以实现在线处理和在线添料。为了提高中子经济性可以利用在线处理的氦鼓泡法,将氦气通入反应堆一回路,去除堆芯内的裂变气体(如Xe、Kr)。基于钍基熔盐液态堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel1,TMSR-LF1)概念设计,结合熔盐实验堆(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE)氙毒模型,分析了鼓泡法去除氙毒中~(135)Xe扩散规律和去除效率对氙毒的影响,并给出了对应的初始有效增殖因子的变化规律。分析结果表明,虽然存在~(135)Xe会大量向石墨扩散的可能性,但是鼓泡法仍然可以有效去除TMSR-LF1堆芯内的~(135)Xe,减小堆芯毒性,提高反应性。     

核石墨的孔结构与熔盐浸渗特性研究

对于液态燃料熔盐堆而言,核石墨的浸渗问题非常重要,关系反应堆运行安全性。因此,对核石墨的熔盐浸渗的研究必不可少。核石墨是多孔材料,其孔结构决定了其浸渗特性。本研究主要针对中国科学院上海应用物理研究所的液态燃料熔盐堆项目——钍基熔盐堆核能系统(Thorium-based Molten Salt Reactor,TMSR)而开展。利用光学显微镜、压汞仪以及真密度仪研究分析了4种具有代表性的核石墨的孔结构,并利用高压反应釜研究了它们在不同压强下的熔盐(氟化盐,650°C)浸渗特性。结果表明,不同核石墨的孔结构具有明显差异;核石墨的熔盐浸渗与压汞浸渗相似;石墨的孔结构(如入孔孔径、开孔率等)决定了一定压强下石墨是否会发生熔盐浸渗以及浸渗量的多少。     

10-MWt固态钍基熔盐堆乏燃料贮存系统临界安全影响分析

10-MWt固态钍基熔盐堆(Thorium-based Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)使用TRISO(Tri-structural isotropic)颗粒燃料元件,并采用熔融氟盐作为一回路冷却剂,附着在燃料元件上的熔盐有可能影响系统反应性。因此,需要分析在燃料元件的贮存过程中熔盐附着燃料元件对贮存临界安全的影响。使用SCALE6.1的TRITON(Transport Rigor Implemented with Time-dependent Operation for Neutronic depletion)模块对TMSR-SF堆芯建模并进行燃耗计算,使用MCNP对乏燃料贮存系统进行临界计算。分别考虑熔盐浸渗球形燃料元件和熔盐包覆在球形燃料元件表面两种典型情况下,熔盐附着对贮存系统反应性的影响。针对乏燃料贮存系统,以浸渗最大量,即熔盐体积是石墨体积的13.9%为前提,临界计算结果表明,熔盐浸渗入石墨基体贮存系统的反应性比熔盐包覆在球形燃料元件表面的贮存系统的反应性要大5%;与没有熔盐附着的情况相比,有熔盐附着的情况下贮存系统反应性要大15%。对乏燃料贮存系统的临界安全分析可知,两种典型的熔盐附着模型对贮存系统的反应性存在一定的影响,但无论是熔盐浸渗还是包覆,贮存系统仍处于次临界,意味着贮存系统在正常工况下是安全的。     

PB-FHR的控制棒布局设计及物理效应

反应性控制系统的设计是反应堆物理设计的主要内容之一。氟盐冷却高温球床堆(Pebble Bed-Fluoride salt-cooled High temperature Reactor,PB-FHR)用B4C吸收体的控制棒作为反应性控制的主要手段。所有控制棒分布于石墨反射层的孔道中,其空间布局、几何结构、中子吸收体的特性参数等是影响控制棒反应性控制的关键因素。本文基于SCALE6程序,以10 MW固态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF1)(属于PB-FHR)设计模型为参考,系统研究了石墨反射层中控制棒径向位置、有效行程、棒体结构、吸收体长度、吸收体密度等因素对控制棒价值的影响。结果表明,控制棒的径向位置对控制棒价值影响较大;控制棒吸收体长度需综合考虑上下限位及极限下插限位对价值变化的影响;~(10)B的原子密度变化对控制棒价值影响较小。本研究为PB-FHR的反应性控制系统的设计及控制棒的制造加工提供理论参考。     

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。     

熔盐实验堆备用停堆方案及其可行性分析

反应性控制系统的设计是反应堆物理设计的主要内容之一。熔盐堆采用熔融的氟化盐混合物作为燃料,由于核燃料的特殊性,熔盐堆在反应堆设计方面与传统固体燃料反应堆有着较大区别。本文鉴于熔盐堆的特殊性,针对2 MW液态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel,TMSR-LF1),提出多种停堆方式,包括排燃料盐、套管中注中子毒物、改变燃料盐成分、改变堆芯石墨栅元数,并进行了计算分析。分析结果表明:往套管中注入中子毒物是在控制棒失效的情况下很好的替换停堆方式;燃料盐成分可调,是熔盐堆本身具有的特点,因此往燃料盐中添加BF_3、LiF-BeF_2-ZrF_4、LiF-ThF_4,是调节堆芯反应性很好的方式;改变石墨栅元数也可以使反应堆停堆。本研究分析可以为熔盐堆停堆方式提供技术储备和理论参考。     

紧急停堆棒落棒时间对熔盐堆反应性引入瞬态的影响

紧急停堆棒落棒时间是影响反应堆安全特性的重要参数,以2 MW钍基熔盐堆为研究对象,采用RELAP5-TMSR(Reactor Excursion and Leak Analysis Program-Thorium Molten Salt Reactor)程序,建立熔盐堆系统的瞬态行为分析模型,对控制棒提棒速度的敏感性进行分析,并重点分析探索紧急停堆棒落棒时间对熔盐堆反应性引入瞬态后果的影响规律。结果表明:即使紧急停堆棒落棒时间达到10 min,哈氏合金的最高温度也仅为708.2°C,燃料盐最高温度为709.2°C,均低于安全允许限值,表明该熔盐堆具有良好的应对反应性引入事件的能力。     

熔盐快堆稳态核热耦合程序开发及验证

无慢化罐式堆芯结构的熔盐快堆(Molten Salt Fast Reactor,MSFR)中存在中子物理与热工水力的强耦合。应用耦合蒙特卡罗粒子输运程序OpenMC与计算流体力学软件OpenFOAM,建立了一套适用于熔盐快堆的三维稳态核热耦合计算程序。该程序基于python编程语言实现了OpenMC和OpenFOAM二者间的功率、燃料盐温度和密度分布等数据交互,可以获得堆芯内三维功率分布、中子通量密度分布、三维速度场和温度场分布。采用该耦合程序,建立了熔盐快堆的基准模型,研究了中子学区域划分数目和初始条件对keff、燃料盐速度和温度分布的影响。根据研究结果,推荐了一套合理的中子学区域划分方法与数目,表明了耦合程序设定的不同初始条件对keff结果无影响。最后,通过与熔盐快堆基准结果的对比验证了耦合程序的正确性,表明该程序适用于熔盐快堆的稳态核热耦合分析。     

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。     

基于指数变换的三维六角形节块法动力学程序开发及验证

熔盐堆是第四代先进反应堆6个候选堆型之一,包括液态燃料熔盐堆和固态燃料熔盐堆,其中固态燃料熔盐堆采用高温熔盐作为冷却剂,具备高温、常压、高功率密度等优点,在固有安全性以及经济性上具有极大的优势和潜力。为了开展六角形燃料组件熔盐冷却先进高温堆瞬态分析和安全评估,基于指数变换和六角形节块展开法,开发了三维时空动力学程序TCORE3D-HEX。选取了两个俄罗斯VVER型压水堆国际基准题算例,通过对比及分析国际上几种适用于六角形几何的时空动力学程序,验证TCORE3D-HEX程序的正确性。结果表明:基于指数变换和六角形节块法开发的三维时空动力学程序数值计算结果与国际上其他程序计算结果符合得很好,初步验证了程序的正确性,为钍基熔盐堆核能系统(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)设计提供了可靠的分析和评估工具。