熔盐堆主回路系统氙的动力学特性研究

基于Mathematica7.0为熔盐堆（MSR）主回路系统建立了一套含流动项及在线去除功能的氙（135Xe）的动态分布数值分析程序,针对2?MW MSR的一种设计方案,分析了不同流量、不同启停堆功率、不同在线去除效率情况下135Xe浓度随时间的动态变化特性。结果表明:相较于静态燃耗模型,流动燃耗模型的135Xe带来的负反应性要低约32.2%;额定流量下主回路系统135Xe浓度分布均匀,只有当主回路系统体积流量小于2.24 cm3·s-1时,流动效应才会对主回路系统内135Xe浓度分布有显著影响;当鼓泡系统的在线去除份额约为0.1%时可以使堆芯135Xe带来的负反应性降低至-38.3 pcm?（1 pcm =10-5）,其总的去除效率可以达到86.0%;不同功率水平瞬时停堆工况下,堆芯135Xe浓度单调下降,停堆约50 h后135Xe基本消失,相当于引入+254 pcm反应性,停堆过程无碘坑出现,停堆后再启堆过程不必担心碘坑启动的问题。135Xe去除效率对整个系统135Xe总量有一定影响,在去除份额从0.0001%~20%的变化范围内,135Xe的总活度与静态燃耗模型相比相应增加了0.67%~8.75%。      

一种小型熔盐堆的主回路放射性产物分析

为满足小区域供电需求,提出了一种热功率为100 MWt的小型熔盐堆的堆芯概念设计.该设计通过调整堆芯燃料初始装载量,使得反应堆在不添料的条件下可满功率运行1250 d,然后在寿期末进行燃料批处理.针对这种长换料周期的燃耗特性和燃料盐的特点,对该堆在运行期间主回路的放射性核素产量及其来源进行了分析.通过三维蒙特卡罗运输程...     

池式研究堆衰变热计算与实验研究

采用量热法测量反应堆额定功率运行75.0 h停堆后45 h内的衰变热功率,拟合出归一化衰变热功率的经验关系式.与反应堆衰变热几种半经验公式和标准对比结果表明,实验结果在经验公式计算值范围内,并与EJ/T 745标准预测值符合较好.     

MOX乏燃料衰变热计算方法研究

目前,铀钚混合氧化物(MOX)燃料已成为一种可用于商业核电厂成熟再循环核燃料。经过燃耗过的燃料在正常停堆或事故后停堆时会产生大量的衰变余热,而乏燃料衰变热是事故分析、余热排出系统和乏燃料池冷却系统设计的重要输入参数之一。UOX乏燃料中裂变产物主要来自于U和Pu等可裂变核素的裂变,U贡献最大;MOX乏燃料裂变产物主要来自于U、Pu和Am等可裂变核素的裂变,Pu贡献最大。UOX乏燃料衰变热可使用ANS—5.1的方法进行计算,但ANS—5.1中的衰变热计算方法不完全适用于MOX燃料。MOX燃料是核燃料可持续发展的重要途径,因此必须研究采用新方法计算MOX乏燃料的衰变热。该文研究使用ANS—5.1计算MOX乏燃料裂变产物衰变热,再使用ORIGEN—S程序计算MOX乏燃料的重核衰变热贡献份额,综合得到MOX乏燃料的总衰变热。     

西安脉冲堆衰变热功率精细化计算

为了给脉冲堆的余热导出数值计算提供更为精细可信的能量源项,通过耦合MCNP程序和ORIGEN2程序,提出了计算方法XAPRDH以及开发了同名程序。方法实现上,首先将每个燃料元件的燃料部分（含控制棒跟随体）以轴向10等分、径向3等分的形式分割为30个独立单元,全堆共形成3180个单元;然后通过灵活调用MCNP程序和ORIGEN2程序获取每个单元的材料组分、核反应截面、中子通量密度和裂变功率,最终实现对各单元衰变热的独立计算和跟踪。分析表明,本文的燃耗评价数据与文献值符合较好,与实验值在测量误差范围内吻合,全堆衰变热计算结果也与行业标准符合,说明本文建立的衰变热精细化计算方法可行,计算结果可信。      

液态熔盐堆运行安全特性初步研究

液态燃料反应堆与固态燃料反应堆相比,原理上有较大不同。液态熔盐堆中由于燃料流动带走缓发中子先驱核在堆外衰变导致堆芯反应性降低,且裂变产物在堆外回路中衰变也会引起一回路发热。本文使用熔盐堆中子动力学程序Cinsf1D探讨2 MW熔盐堆的临界动力学特性和安全特性,研究零功率临界下不同熔盐流速启泵和停泵导致的缓发中子先驱核流失所需改变的控制棒棒位。同时还计算了2 MW恒定功率情况下稳态运行及降低流速时一回路温度分布,并模拟了2 MW额定功率下停泵事件。停泵后由于缓发中子损失减少反应堆功率先缓慢增加,然后迅速降低到接近余热水平。停泵后堆芯温度缓慢增加后稳定在安全值以内,说明熔盐堆具有本征安全性。     

含MOX燃料堆芯衰变热及裂变产物积存量的特性研究

我国尚无MOX燃料的工程经验,需开展大量的论证工作。以国内M310型堆芯为对象,对使用30%MOX燃料的堆芯燃料管理方案进行分析,比较含MOX燃料堆芯和全UO2堆芯的衰变热、乏燃料水池热负荷和堆芯裂变产物积存量的特性差异。结果表明,堆芯衰变热、乏燃料水池热负荷变化较小,都不会超过原来的15%,堆芯裂变产物积存量中少量核素偏差较大,135Xe、136Cs等超过40%,其余核素变化较小。研究表明,含MOX燃料堆芯的辐射特性存在一定差异,但变化非常有限,不会对电厂的运行和安全产生影响。     

钠冷快堆系统分析程序FR-Sdaso衰变热计算模型开发与验证

反应堆停堆后的余热导出是反应堆的重要安全功能之一,停堆初期余热由裂变功率和衰变热构成,停堆后期余热主要取决于衰变热。本文开发了应用于钠冷快堆系统分析程序FR-Sdaso的衰变热计算模型,该模型可考虑裂变功率和功率历史的影响。通过与ANSI/ANS-5.1-2005标准和SAS4A/SASYS-1程序对比进行了模型验证。FR-Sdaso程序的计算结果与ANSI/ANS-5.1-2005标准的最大相对偏差约为0.1%,与SAS4A/SASYS-1的最大相对偏差在10-8量级,初步证明了所开发模型的正确性。最后,基于中国实验快堆的设计数据,分析了紧急停堆过程中裂变功率对衰变热的影响,结果表明,忽略裂变功率的影响导致衰变热的最大相对偏差约-7%,出现在停堆初期。因此,计算停堆初期衰变热时应考虑裂变功率的影响。     

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。     

基于衰变热的堆芯重要核素选取

衰变热在反应堆设计及安全分析中至关重要,目前计算衰变热主要基于行业标准和专用程序两种方法。通过对PWR燃料组件分别采用两种方法进行计算分析,相互验证了结果。详细分析了停堆不同时刻多种核素对衰变热的贡献,筛选出主要贡献者,为堆芯源项核素的选择提供参考。结果显示约50个核素即可包络停堆后100 h~50 a内95%以上的衰变热贡献。并对标准与程序结果的差异进行了分析,提出了标准适用范围的建议。     

高温熔盐试验回路系统设计及验证研究

钍基熔盐堆核能系统(TMSR)计划建设热功率2 MW的液态燃料熔盐堆。在熔盐泵、换热器、冷冻阀等设备原理样机研制基础上,需要设计并建造高温氟盐回路对上述设备进行运行考验。首先设定熔盐-空气换热器换热功率为200 kW,根据经典热量方程及预定流速法确定系统流量为15 m3/h、管径为DN50(公称直径为50 mm)。采用Fluent数值计算确定系统压损为155 kPa,考虑一定裕量后熔盐泵扬程确定为20 m。为解决管道在高温工况下热应力集中问题,除熔盐泵固定安装外,加热器及换热器设计采用了万向球移动支承结构以增加系统柔性。自建成以来,回路累计运行超过4000 h,相关设备及系统结构设计得到验证。系统实际压损为110～120 kPa,仍需采用差压计进行实测验证。熔盐杂质含量分析表明,系统运行后Cr、Mo等杂质元素含量提高了2个数量级,说明存在材料腐蚀。回路内水氧含量控制水平需要在100μL/L设计限值基础上进一步提高。     

基于随机抽样的衰变热不确定度量化研究

为研究核数据引起的核素存量及导出量的不确定度,在自主程序GNET上实现了基于随机抽样的不确定度量化方法。利用贝叶斯更新方法获得裂变产物独立产额的协方差数据,弥补裂变产额协方差数据缺失。对热中子引起的²³⁵U一次裂变后衰变热不确定度进行了计算。结果表明,裂变产物产额的不确定度贡献占主要部分。该算例表明GNET程序具备了核素存量的不确定度量化功能。     

熔盐堆用冷冻阀的热-结构特性研究

反应堆安全是任何核能系统开发与设计的重要组成。冷冻阀是熔盐堆的核心技术之一,其热力学特性直接关系到熔盐堆核能系统的固有安全。本文旨在通过研究冷冻阀的热-结构特性并进行优化,探索可靠的安全设计,提高第四代核能系统的固有安全性,利用ANSYS软件建立了冷冻阀的三维有限元模型,对其关闭状态和开启过程进行了分析研究。结果表明:1)冷冻阀的扁平部位由于内部空间熔盐少,熔盐熔融和冻结容易控制,是实现开关功能和熔盐堆过热安全泄放的核心部位;2)获得了不同因素（如换热系数、加热功率、保温尺寸等）对冷冻阀在关闭状态与开启过程中的温度场及应力大小的影响规律,为冷冻阀的优化设计及安全运行管理提供了依据;3)由于初始模型中部分设计不合理（如保温尺寸和加热功率等）,导致冷冻阀热应力过高,容易引起疲劳损伤,经分析优化和改进后,最大热应力明显减小,综合性能得到很大提高。     

熔盐堆除气系统中气泡分离器运行特性

设计3种结构参数的分离器,并以空气和水为工作介质,对气泡分离器进行测试,以期找到最佳的气泡分离器结构参数。采用可视化实验方法,利用高速摄像系统记录气泡的分离过程,分析叶片结构对分离过程的影响。结果表明,叶片进出口角度、叶片长度、叶片个数等参数变化均会影响气泡的分离过程;对于搅浑叶片的设计,出口与轴向夹角不应超过45°,搅浑叶片个数应该在5个以上且长度大于50 mm。     

高温熔盐试验回路系统设计及验证研究

The Thorium Molten Salt Reactor (TMSR) project plans to construct a 2 MWt liquid fuel molten salt reactor. After successful R&D of the proto-type equipment like pump, heat exchanger and freeze valve, construction of a high temperature fluoride loop is designed and constructed to test them. The rated power of heat exchange is designed to be 200 kW, and the flow rate is set as 15 m3/h by the caloric equation. Hence the pipe caliber chose to be DN50. The numerical computation by Fluent revealed that the pressure drop of the loop system is about 155 kPa, and the overdesign of the pump head is set as 20 m accordingly. To avoid thermal stress concentration of the pipeline, both the electric heater and radiator are designed to be fixed on a flexible universal sphere support, except the pump which is anchored on steel support directly. The structural design of the equipment and the loop hase been verified by several tests with an accumulated operating time near 4000 hours. The actual pressure drop of the loop is about 110~120 kPa, which still needs to be accurately measured by differential manometer in future. The analysis of the impurity of the molten salt shows that the contents of Cr and Mo increased by two orders of magnitude after loop operation, which means that an obvious material corrosion occurs. The level of moisture and oxygen, which is the main reason that cause fluoride corrosion, should be controlled considerably lower than the original design level of 100 μL/L.     

熔盐堆水冷却非能动余热排出系统换热器稳态特性研究

在熔盐堆水冷却非能动余热排出系统中,通过自然循环,燃料产生的衰变热可最终由放置在水箱中的换热器导出。在换热器管内发生蒸汽冷凝过程,而管外则先依靠水的自然对流换热,当水温达到饱和后,热量则依靠水的沸腾蒸发被导出。本文通过对换热器进行设计计算,对换热器的稳态换热特性进行研究。根据系统工作过程建立相应数学模型,使用C++语言编程,得到了换热器的传热性能。结果表明,设计的换热器能够满足换热要求,同时具有一定的自调节性。另外得到了换热器压力、水箱内水质量等参数的变化规律。     

土建结构与主回路耦联模型抗震分析研究

以巴基斯坦恰希玛核电厂为分析对象,用响应谱分析法以及时程分析法对将士建结构及主回路系统设备按其实际连接(支撑)情况共处一体的耦联计算模型进行抗震分析计算,将其结果与解耦后的主回路系统模型的计算结果相比较,并进行初步的分析探讨.在分析中,用弹性梁单元来模拟主回路系统设备及土建结构,土建结构采用由剪力墙组合的悬臂梁模型.在解耦模型中,各设备的支撑是以具有实际支撑刚度的弹性梁单元支撑在刚性悬臂梁(单点输入)及弹性悬臂梁(多点输入)来模拟.耦联模型的地震载荷按照实际情况,由土建结构的底部输入.通过比较发现,主回路系统设备与土建结构的耦合效应不容忽视,实际抗震设计中不宜用以往的解耦模型进行抗震分析.     

不同燃料球排布方式下熔盐堆堆芯流动和换热特性研究

固态燃料熔盐堆（Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF）的堆芯是由燃料石墨球随机堆积而成的,在分析中建立随机堆积的小球模型存在较大困难和不确定性,通常假设为规则的排布方式。利用计算流体力学分析程序,选取了面心立方和体心立方两种规则的小球排布方式进行建模,分析不同排布方式下堆芯流动和换热的特性。结果表明,面心立方排布下的流线呈现出周期性弯曲,小球中心最高温度为1153 K,总压降为1323 Pa,体心立方排布下的流线大体呈直线,小球中心最高温度为1155 K,总压降为574 Pa,面心立方排布的流动压降明显大于体心立方排布。对于单个中间小球,面心立方排布的小球表面温度分布更均匀,热点温度更低,但熔盐从燃料球底部流动到顶部的压降更大。