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%。      

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。     

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。     

土壤-结构相互作用下的TMSR-LF1厂房楼层反应谱分析

核反应堆厂房的楼层反应谱对整个反应堆系统的抗震分析与设计具有重要意义.本文旨在得到2 MW液态燃料钍基熔盐实验堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel 1,TMSR-LF1)的准确楼层反应谱.采用ANSYS有限元分析软件建立梁、板壳、实体三种单元混合的三维有限元模型,通过直接法...     

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%。     

基于损伤力学的TMSR-LF1堆容器接管非弹性蠕变损伤分析

钍基熔盐液态实验堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel 1,TMSR-LF1)反应堆压力容器(简称"堆容器")长期在650°C的高温下服役,对其进行蠕变损伤分析至关重要。本文旨在采用非弹性分析方法进行TMSR-LF1堆容器接管的蠕变损伤计算与评估。基于损伤力学理论,通过拟合650°C下UNS N10003合金的蠕变试验数据,得到了Lemaitre多轴蠕变损伤模型的材料常数。蠕变断裂寿命的理论预测值与试验结果基本吻合,最大误差7.38%。然后通过有限元分析,得到了TMSR-LF1堆容器接管正常运行工况下的等效应力,并根据Lemaitre多轴蠕变损伤模型得到了非弹性蠕变损伤值。计算结果表明:TMSR-LF1堆容器接管在10年寿期内的最大蠕变损伤约0.082,满足限值要求。     

基于熔盐快堆的模型优化与Th-U增殖性能研究

作为四代堆6种候选堆型中唯一的液态燃料反应堆,熔盐堆对未来核能和钍资源利用具有重要意义,特别是熔盐快堆(Molten Salt Fast Reactor,MSFR)还具有较大的增殖比和较好的温度负反馈。由于启动新的熔盐快堆需要较高的燃料装载量,若能改善MSFR的增殖性能,则有利于提高233U产量并缩短燃料倍增时间。首先应用SCALE6.1针对MSFR的径向增殖盐、新增轴向增殖盐和新增石墨反射层这三方面分析了初始增殖比,同时从核素吸收率角度说明增殖比变化的原因和MSFR的设计不足并对其进行了优化;然后应用基于SCALE6.1开发的熔盐堆在线处理模块(Molten Salt Reactor Reprocessing Sequence,MSR-RS)进行燃耗分析。结果表明,新增轴向增殖盐可以进一步提高增殖性能;新增石墨反射层可以节省增殖盐装载量。改进后的堆型运行时增殖比可以维持在1.1以上,233U年产量提高至133 kg,倍增时间缩短至36 a,并且堆芯在整个运行寿期都能保持足够的温度负反馈。     

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%。     

正常运行工况熔盐堆主回路衰变热特性研究

基于Mathematica 7.0建立了熔盐堆(Molten Salt Reactor,MSR)主回路系统衰变热流动模型,并与参考程序ORIGENS在静态燃耗下的计算结果以及熔盐实验堆(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE)衰变热结果进行了初步验证,相对偏差分别在±4%和±2.76%的范围内符合较好。对2 MW液态燃料钍基熔盐实验堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel 1,TMSR-LF1)正常运行工况下主回路系统管道及设备内的衰变热分布进行了定量分析。结果表明:启堆达到满功率和设定流量后约20 s各区域衰变热快速积累,随后便开始平缓上升并趋平衡。平衡时堆芯活性区衰变热占总衰变热的46.7%,上腔室、热管段#1、主泵、热管段#2、换热器、冷管段及下腔室区域分别占比31.8%、1.21%、14.6%、0.89%、2.21%、1.67%和0.94%。所建立的分析方法及结论可为熔盐堆主回路系统的热工水力安全分析、余热排出系统设计、反应堆功率调节与安全控制提供重要参考。     

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。     

The influence of Xe-135m on steady-state xenon worth in thermal molten salt reactors

There has been a resurgence of interest in fuel-in-salt Molten Salt Reactors (MSR); a number of governments and private companies are currently undertaking efforts to develop and commercialize MSR technology. Recent nuclear models used in the TENDL nuclear data library have estimated the cross section of the metastable state of ¹³⁵Xe, ^135mXe, to have a much larger cross section than the ground state of ¹³⁵Xe. Thermal MSRs with continual online noble gas stripping of the fuel salt can operate in a regime where ^135mXe makes up a notable fraction of the xenon worth, necessitating the implementation of these new cross-sections in the neutronic analysis of these advanced reactor types. To estimate the effect of ^135mXe on reactor operation, a simplified mathematical model was produced with one neutron energy group and ^135mXe cross section data from the TENDL-2015 nuclear data library. ²³⁵U and ²³³U systems were investigated. It was found that the steady-state xenon reactivity worth was considerably higher for some modes of operation when ^135mXe was included in the xenon worth calculations. Based on available literature, it was found that proposed MSR concepts may operate in the modes of operation where ^135mXe has a notable impact on steady-state xenon worth. This work highlights the need to include ^135mXe in MSR models and the importance of acquiring evaluated cross-sections for ^135mXe.     

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。     

熔盐堆稳态物理-热工耦合计算研究

采用基于任意三角形网格解析基函数展开法的三维扩散堆芯物理计算和采用并联多通道模型的堆芯热工水力计算,开发了石墨慢化的通道式熔盐堆的物理-热工耦合计算程序。针对美国熔盐堆实验（MSRE）,用橡树岭国家实验室技术报告中的结果验证了程序的正确性,并计算分析了在稳态情况下MSRE堆芯中的三维功率分布、流量分配以及熔盐和石墨的温度分布。     

熔盐堆热管式非能动余热排出系统建模及程序开发

热管式非能动余热排出系统（HP-PRHRS）概念设计可有效提升熔盐堆非能动安全特性。基于HP-PRHRS结构和熔盐堆运行特点,建立了一套较为完整的数学物理模型,涵盖了熔盐堆堆芯物理热工耦合、高温热管和HP-PRHRS运行等。采用上述模型开发了HP-PRHRS分析程序PRAC,利用MSRE基准题和瞬态实验数据进行了对比验证。结果表明：PRAC程序计算值与基准题和实验结果吻合良好,证明了模型和程序的准确性。HP-PRHRS模型和PRAC程序能为后续开展HP-PRHRS深入设计提供模型和软件基础。     

Modeling and Code Development of HP-PRHRS for Molten Salt Reactor

The conceptual design of heat pipe cooled passive residual heat removal system (HP-PRHRS) was proposed to improve passive safety performance of molten salt reactor (MSR). Based on the structure of HP-PRHRS and the operation performance of MSR, a set of reasonable mathematical physical models were built, mainly including reactor core physical thermal model, high temperature heat pipe model and HP-PRHRS model. Analysis code PRAC for HP-PRHRS was developed for MSR adopting those models. The verification of the code was conducted using MSRE benchmark and the transient experimental data. The results show that the calculated value of PRAC code is in good agreement with the benchmark and experimental results, which proves the accuracy of the model and code. HP-PRHRS model and PRAC code can support and provide foundation for the future research on MSR.     

石墨慢化通道式熔盐堆有效缓发中子份额计算方法研究

有效缓发中子份额(βeff)是研究反应堆动力学特性的关键参数。在液态燃料熔盐堆(MSR)中,燃料流动引起缓发中子先驱核(DNP)在堆内的再分布,并使部分DNP在堆外回路衰变,从而导致βeff的计算方法与固态燃料反应堆不同。为评估石墨慢化通道式熔盐堆内燃料流动引起的反应性损失,研究缓发中子随燃料的流动行为,同时为堆设计和安全分析提供依据,分别基于解析方法和数值方法推导了计算βeff的数学模型,计算了熔盐实验堆(MSRE)在额定工况下的DNP损失份额和堆内DNP浓度分布,并分析了燃料在堆外流动时间和入口流量对βeff的影响。结果表明：两种方法均可对DNP行为提供合理描述;固定燃料在堆外流动时间,βeff随入口流量的增加而减小;固定入口流量,βeff随燃料在堆外流动时间的增加而减小,80 s后趋于稳定。     

Analysis on reactivity initiated transient from control rod failure events of a molten salt reactor

In a molten salt reactor （MSR）, the fuel is dissolved in fluoride salt. In this paper, the reactivity worth and reactivity initiated transient of Molten-Salt Reactor Experiment （MSRE） in the control rod failure events are analyzed, The point kinetic coupling heat-transfer model with decay character of six-group delayed neutron precursors due to the fuel motion is applied. The relative power and temperature transient under reactivity step and ramp initiated at different power levels are studied. The results show that the reactor power and temperature increase to a maximum, where they begin to decrease to stable values. Comparing with full power level, the transient result at low power level is more serious. The results are of help in our study on safety characteristics of an MSR system.     

钍基熔盐堆核能系统中熔盐的蒸馏纯化与分离

氟盐具有化学与辐射稳定性高、热容量大、传热性能好、运行温度高和蒸汽压低等优点,被用作熔盐堆的燃料载体和冷却剂。随着熔盐堆技术的发展,开发熔盐的净化、回收工艺非常必要。熔盐减压蒸馏技术基于物质挥发性差异进行组分分离,由于过程操作简单、不引入新的物质等特点,在燃料处理过程中有广泛应用。利用减压蒸馏技术对钍基熔盐堆核能系统的载体盐回收、电解产物纯化、模拟燃料球去除浸渗熔盐等方面进行了研究。研究结果表明,含CsF、SrF_2、LaF_3和ThF_4的FLiNaK盐经减压蒸馏处理,可从FLiNaK中除去SrF_2和LaF_3,去污因子分别为4.4×10~3和1.9×10~3,Th的去污因子为94;通过蒸馏可去除电解产物表面夹带的氟盐,纯化电解产物;燃料球中浸渗熔盐在1 085℃下处理37h可去除石墨球中94%的浸渗熔盐。