固态钍基熔盐堆概率安全评价始发事件分析研究

始发事件分析是反应堆概率安全评价的起点。本文以10 MW固态钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR-SF1)为研究对象,采用主逻辑图分析方法,基于TMSR-SF1的最新概念设计,在参考已有氟盐冷却高温堆、高温气冷堆和钠冷快堆的始发事件清单和始发事件分析理论的基础上,针对TMSR-SF1始发事件分析进行初步探索研究,初步确定了TMSR-SF1的始发事件清单,共得到了TMSR-SF1的37个始发事件(功率运行情况下),并按照故障类型分类的方法对这些始发事件进行分组,共分为6组。为TMSR-SF1下一步的深入分析研究始发事件及其概率安全评价(Probabilistic safety assessment,PSA)中事故序列分析奠定了重要基础,也为安全分析的完整性提供了支持。     

固态燃料熔盐堆自适应功率控制器设计及分析

钍基熔盐堆核能系统(Thorium-based Molten Salt Reactor,TMSR)是中国科学院首批启动实施的战略性先导科技专项,旨在研发第四代反应堆核能系统。固态燃料钍基熔盐实验堆(The Solid Fuel Thorium-based Molten Salt Experimental Reactor,TMSR-SF1)是一个10 MW热功率的氟盐冷却球床堆,目前已经完成方案设计和初步工程设计。功率控制系统是反应堆一个关键控制系统,实现反应堆正常启动、功率运行和正常停堆功能,对保证反应堆安全和稳定运行起着极其重要的作用。根据TMSR-SF1运行控制要求,结合自适应控制理论,基于Lyapunov稳定性理论设计了一种TMSR-SF1模型参考自适应功率控制器。基于TMSR仿真平台,使用MATLAB/Simulink建立了自适应功率控制系统模型,并开展了控制器特性分析。结果表明,自适应功率控制器具备良好的负荷跟随能力,抗干扰能力强、稳定性好、可靠性高,能够满足TMSR-SF1功率控制的要求,确保堆芯的输出功率与功率设定值相匹配。     

10MWt固态燃料熔盐堆控制棒失控抽出事故分析

钍基熔盐堆核能系统项目是中科院先导科技专项之一,其战略性目标是研发第四代熔盐冷却裂变反应堆核能系统。基于10 MWt固态燃料熔盐堆的系统设计,开发了适用于球床式反应堆系统的安全分析软件,并以高温气冷堆为对象对程序计算结果的准确性进行了验证。基于该软件程序,对固态燃料球床堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)控制棒失控抽出事故进行了分析计算,研究了不同停堆限值及各停堆信号对事故的影响。计算结果表明,超功率停堆限值越高,出口温度限值越大,信号延迟时间越长,反应堆停堆越晚,堆芯功率和燃料最高温度越高。在TMSR-SF控制棒失控抽出事故下,燃料最高温度不超过860°C,远低于1 600°C的熔化温度限值。     

核石墨与熔盐相容性测试装置设计与实验

钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)是以核石墨为反射体及慢化体、2Li F-BeF_2(FLiBe)熔盐为主冷却剂的反应堆。在TMSR中,核石墨直接与熔盐接触。由于石墨的多孔特性,熔盐有可能渗入石墨的孔隙中,引发其力学、热学性能的变化。研究熔盐在TMSR环境下是否渗入候选核石墨及其浸渗量,对于反应堆的运行安全至关重要。基于自行研制的熔盐浸渗实验装置,采用静态熔盐浸渗试验方法,测试TMSR候选核石墨T220在不同压强下的熔盐浸渗量,并研究了温度、时间对T220、NBG-18及IG-110石墨材料熔盐浸渗行为的影响。研究结果表明:T220石墨的临界浸渗压强介于600~700 kPa之间,这说明在TMSR工况下(500 kPa)该石墨不发生FLiBe熔盐浸渗。温度(600℃和700℃)及时间(20~2 000 h)对三个牌号石墨熔盐浸渗行为影响不大。     

TMSR云仿真平台初步设计与实现

传统核能仿真系统一般采用基于物理机的分布式服务部署,存在资源利用率低、部署和扩展难度大等问题。本文结合云计算平台具有弹性资源调度、敏捷运维等优点,提出一种分层级、模块化的钍基熔盐堆(Thorium-based Molten Salt Reactor,TMSR)核能系统云仿真平台系统架构。通过搭建TMSR云仿真试验平台,验证基于开源云操作系统框架Open Stack构建TMSR云仿真平台的技术可行性。将分布式服务部署的固态燃料钍基熔盐实验堆(Thorium-based Molten Salt Experimental Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF1)工程仿真机各功能模块迁移到TMSR云仿真试验平台,实现基于云计算的服务部署,用户可通过Web端访问TMSR-SF1仿真服务。仿真运行测试结果表明:TMSR云仿真试验平台可在整个软件生命周期内敏捷、高效地为用户按需提供TMSR-SF1仿真资源,可实现仿真系统快速、灵活地部署和重构。     

基于ANSYS的高温熔盐泵应力分析与结构优化

高温熔盐泵是钍基熔盐仿真堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF0)一回路系统的关键设备,设计温度高达700°C,其结构完整性对反应堆安全运行至关重要。针对TMSR-SF0高温熔盐泵泵罐初始平封头设计方案应力过大问题,提出了三角形、单井形及双井形三种筋板优化方案,研究了筋板间距对双井方案泵罐应力的影响,制定了泵罐的最终设计方案,按照美国机械工程师协会(American Society of Mechanical Engineers,ASME)标准第III卷第5册对其进行了评定。结果表明:三种方案均可大幅降低泵罐应力水平,双井方案最优,单井方案次之,三角形方案最差;泵罐最终设计方案为双井方案,此方案可使泵罐应力由413.4 MPa下降至65.4 MPa,应力降幅高达84.2%,并通过了ASME标准评定。     

二氧化碳冷却反应堆始发事件和验收准则研究

直接循环二氧化碳冷却反应堆作为一种新概念反应堆,和直接循环沸水堆、间接循环氦气冷却堆、压水堆等相比,其系统配置及安全特性不同,安全设计中所考虑的始发事件与安全准则与现有反应堆存在差异。始发事件清单是反应堆设计的重要输入项,是反应堆系统安全设计的基础;验收准则为安全分析结果是否符合安全要求提供判据。本文采用主逻辑图分析方法,针对直接循环二氧化碳冷却反应堆开展研究,初步提出了反应堆安全设计所需要的始发事件,并根据设计对象特点,基于现有的压水堆、气冷堆及新堆等工程经验,初步给出了验收准则。该研究为直接循环二氧化碳冷却核动力系统安全设计奠定基础,也为直接循环反应堆的安全设计提供参考。     

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。     

TMSR数字化反应堆保护系统数字信号与逻辑处理功能的FPGA实现探讨

现场可编程逻辑门阵列(Field Programmable Gate Array,FPGA)在反应堆保护系统中得到越来越广泛的应用。中国科学院上海应用物理研究所的钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)核能系统先导项目拟采用FPGA技术开发数字化的反应堆保护系统,本文探讨使用FPGA设计TMSR保护系统的数字信号处理(模数转换芯片驱动、数字滤波、定值比较)以及逻辑处理(逻辑符合)功能模块,同时通过软件仿真和硬件测试,为FPGA功能验证和确认(VV)打基础。软件仿真和硬件测试结果表明在TMSR保护系统内使用FPGA实现数字信号处理与逻辑处理在技术上是可行的。     

基于数字孪生的TMSR-SF0数据监控与可视化方案

目前核电运行管理系统存在数据接口不统一、设备状态数字化表达程度差等缺陷,为适应未来智慧核电的需要,将数字孪生理论与实时数据对接技术、图形可视化手段相结合,基于钍基熔盐固态仿真堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF0)实例,提出一套完整的数据监控与可视化技术方案....     

1GW固态燃料熔盐堆运行瞬态分析

钍基熔盐堆(Thorium-based Molten Salt Reactor,TMSR)作为一种新的堆型,具有独特的安全与运行特性。研究其热工水力特性,对其进行瞬态分析,将有助于深刻理解该反应堆。本文介绍了1 GW固态熔盐堆的堆芯设计方案,并描述了用于瞬态分析的详细程序结构。其中,利用RELAP5对其热工水力模型进行模拟;利用Simulink对其控制系统模型进行模拟。通过预期运行瞬态,例如功率降低、堆芯反应性引入、二回路温度变化等工况显示了其运行特性,并验证了控制系统可以使反应堆达到安全稳定状态,而不触发保护系统动作。     

Preliminary neutronic and thermal-hydraulic analysis of a 2 MW Thorium-based Molten Salt Reactor with Solid Fuel

The Fluoride-salt-cooled High temperature Reactor (FHR) is an advanced concept combining attractive attributes by adopting low pressure liquid salt, high temperature coated particle fuel and air-Brayton combined cycle. 2 MW Thorium-based Molten Salt Reactor with Solid Fuel (TMSR-SF) designed by Shanghai Institute of Applied Physics (SINAP) as a test reactor is planned to be constructed. In this paper, the preliminary neutronic and thermal-hydraulic analysis of the TMSR-SF is performed. The neutronic investigation is conducted by developing a validated 3-D model for the reactor with MCNP-4C. Core physics parameters of TMSR-SF including the effective multiplication factor, neutron flux distribution, power density distribution, control system worth, reactivity coefficients and kinetics parameters are obtained, which are used as input parameters for the thermal-hydraulic analysis of the TMSR-SF. The FHR Safety Analysis Code (FSAC) is extended to study the safety characteristics of the TMSR-SF by simulating four types of basic transient conditions including the unprotected loss of flow (ULOF), unprotected overcooling (UOC), unprotected transient overpower (UTOP) and the combination of ULOF and UTOP. The results show that the concept design of TMSR-SF is an inherently safe design with no temperature limits exceeded in the analyzed transient conditions.     

基于空气冷却的熔盐堆非能动余热排出系统优化设计

上海应用物理研究所基于TRISO包覆球形颗粒燃料与液态氟盐提出了基于钍基熔盐固态试验堆（TMSR-SF1）技术方案,其中一个重要的工作是非能动余热排出系统（PRHRS）设计。由于熔盐与水的不兼容特性,以及其高运行温度,采用空气作为最终热阱来设计PRHRS成为必然。为实现系统最简化、体积最小化以及排热与保温兼顾的设计目标,本文从MSR堆芯活性区到外界空气热阱传热过程的模型入手,建立了PRHRS优化设计模型,获得了优化设计方案,并基于改进的RELAP5/MOD4.0程序（针对TMSR-SF1的专门改进程序）开展了PRHRS容量论证评价,经计算分析,PRHRS容量设计合理,可确保反应堆全厂断电（SBO）后排热安全。      

球床结构对PB-FHR中子物理特性的影响研究

氟盐冷却高温球床堆（PB-FHR）中燃料球的装卸依靠浮力完成。球床结构受堆芯几何、装卸料速度、熔盐密度、熔盐流动等诸多因素的影响，其不确定性是反应堆物理设计和安全分析中重点考虑的内容。参考装卸料实验台架（PRED）的实验结果，采用蒙特卡罗程序（MCNP）完成了固态燃料钍基熔盐实验堆（TMSR-SF1）球床堆积密度、球床底部形状、冷却剂泄漏导致的液位下降等因素对中子物理关键参数的影响分析。结果表明，堆积密度的增加（50%~64%）导致燃料球装载量的增加、有效增殖因数的增加、温度系数的增加和控制棒价值的减小；相对于平坦型球床底部结构，外锥型结构会随着锥角的增加导致反应性先增加后减小，内锥型和斜面型结构则会引入负反应性；冷却剂泄漏事故引起的堆芯冷却剂液位大幅降低会导致堆积密实并引入负反应性。      

TMSR-SF2全厂断电事故分析

钍基熔盐堆-固态燃料二号堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel 2,TMSR-SF2)是基于球床熔盐堆SF1(Solid Fuel 1)的小型模块化升级堆型,这种新概念堆结合了两者的诸多优点,目前已经完成了预概念设计,对其进行典型事故的分析与安全特性的评估成为当前重要研究内容。本文基于Relap5/MOD4.0程序,建立了反应堆事故模型,进行了全厂断电事故的模拟,分析了反应性、反应堆功率、冷却剂温度和燃料温度等关键参数的变化规律。结果表明,SF2在全厂断电事故中具备高度安全性,其中固有安全性发挥了重要作用。此外还进行了全厂断电事故伴生不同事件的后果比对以及不同温度反应性系数的敏感性分析,证明了直接反应堆辅助冷却系统(Direct Reactor Auxiliary Cooling System,DRACS)在事故前期余热排出能力的局限性,而依靠主泵可以最大限度利用熔盐堆的热惰性从而显著缓解熔盐堆堆芯过热。     

熔盐冷却球床实验堆堆内热源分布计算与分析

熔盐冷却球床堆采用球形燃料元件,冷却剂采用高温熔盐,其堆内热源分布与压水堆有着明显的区别,而与同样使用球形燃料元件的高温气冷堆相比,燃料球产生的中子和γ会在冷却剂中沉积更多的能量,因此准确计算堆内释热率分布对于这种新型反应堆的热工水力设计、瞬态分析、结构力学设计等都有重要意义。本文使用蒙特卡罗计算程序MCNP对中国科学院设计的10 MW固态燃料钍基熔盐实验堆（TMSR-SF1）堆内的释热率分布进行了详细计算研究,通过使用光子产生偏倚卡（pikmt）,经过3次MCNP输运计算得到了TMSR-SF1寿期初（BOL）及寿期末（EOL）堆内各部件的总释热率、体积释热率分布和最大体积释热率。计算结果显示,燃料球释热率占堆内总释热率的94%以上,熔盐和反射层释热率占总释热率的1%以上,其他堆内部件释热率的比例都小于1%。寿期末燃料球、控制棒与石墨球的释热率均有所减少,而反射层等其他构件的释热率有所增加。     

无铍钍基熔盐堆堆芯设计与安全研究

为解决传统熔盐堆在核燃料增殖、安全性等方面的不足,提出了采用氧化铍慢化剂、无铍(BeF2)燃料熔盐的新型钍基熔盐堆(TMSR)堆芯设计。在此基础上,利用多物理计算程序开展了TMSR稳态及瞬态初步安全特性分析。通过对反应堆启动、熔盐泵超速及降速、丧失热阱等典型瞬态的计算,分析了各种工况下堆芯功率与温度的变化情况。结果表明,在各种运行瞬态及事故情况下,新型的TMSR设计具有良好的安全特性。     

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。