TOPAZ-Ⅱ反应堆慢化剂温度效应分析

TOPAZ-Ⅱ反应堆是以高富集度铀为燃料,以氢化锆为慢化剂的空间发电用反应堆。与一般采用氢化锆作为慢化剂的反应堆不同,TOPAZ-Ⅱ反应堆呈现正的慢化剂温度效应,且其值较大。本工作采用MCNP程序对TOPAZ-Ⅱ反应堆的慢化剂温度效应进行计算,通过分析氢化锆升温前后主要区域中子能谱和中子产生率、中子吸收率及泄漏率的变化,得出产生正慢化剂温度效应的原因：氢化锆升温后,中子产生率增加较大,而泄漏率增加较小,且吸收率减少,从而产生正的慢化剂温度效应。     

TOPAZ-Ⅱ系统启动过程模拟

对前苏联热离子反应堆电源系统TOPAZ-Ⅱ进行相应的简化,分别建立了堆芯热工水力模型、中子物理学模型以及热排放系统模型。冷却剂回路采用一维热工水力模型,堆芯导热及翅片辐射导热计算采用二维分析模型。选用6组缓发中子点堆模型,考虑了二氧化铀燃料、热离子发电电极、慢化剂与反射层的温度反馈以及控制转鼓对反应性的控制,计算得到TOPAZ-Ⅱ在正常启动工况下的各处温度、功率、反应性反馈等参数的变化。计算结果与TITAM程序的计算结果符合较好,同时本程序可对启动过程进行更为精细的分析,可为控制系统的设计提供参考。     

空间核热推进粒子球床堆慢化剂温度效应分析

空间核热推进(SNTP)粒子球床堆(PBR)呈现正的慢化剂温度效应,影响反应堆运行安全。基于PBR堆芯物理模型,采用蒙特卡洛中子-光子输运程序(MCNP)对PBR堆芯慢化剂温度系数进行计算。从中子平衡的角度分析慢化剂升温前后堆芯内中子能谱、中子产生率、中子吸收率和中子泄漏率的变化。结果表明:7Li H升温后,堆芯总的中子消失率(吸收率和泄漏率)的增量要比中子产生率的增量少得多,使得PBR堆芯表现出正的慢化剂温度效应,且低温时正温度系数值较大。     

基于RESYS程序的TOPAZ-Ⅱ反应堆系统模拟

本文使用C++语言开发了面向先进核反应堆的通用反应堆系统分析程序RESYS,在该程序的基础上建立了热离子核反应堆电源TOPAZ-Ⅱ的模型,并对其启动瞬态和稳态工况进行了模拟。建立的TOPAZ-Ⅱ反应堆系统模型包括反应堆堆芯热工模型、热离子静态热电转换系统模型、热排放辐射散热器模型。铯热离子转换器电流密度使用Rasor模型,并使用6组缓发中子点堆动力学模型计算反应堆堆芯裂变功率随时间的变化,考虑各结构部件对反应性的影响。计算得到的稳态电功率输出与TITAM程序的计算结果较为一致,反应堆系统热电转换效率为5.04%。计算结果验证了所开发的RESYS程序以及建立的TOPAZ-Ⅱ系统模型的正确性。     

热离子空间堆电源负荷跟踪特性研究

为分析热离子空间堆电源负荷跟踪运行特性,本研究采用可复用的层次化组件模型的Fortran语言建立热离子空间堆TOPAZ-II系统程序。分析了铯蒸汽压力和电极间隙对输出电功率的影响,利用堆芯反应性反馈和外部负载电阻协同控制的方法,分析不同载荷变化下热离子空间堆电源在轨运行的负荷跟踪运行特性。结果表明对于稳态电功率为5.5 kW的工况,电功率在0.95～7.25 kW之间变化时,慢化剂温度不会发生明显变化,此时堆芯具有自稳特性;超过这个范围,堆芯则失去自稳特性,这与慢化剂的正温度反应性反馈密切相关。     

21 热离子反应堆电源中子物理模拟实验样机环境影响

热离子反应堆电源中子物理模拟实验样机（SPEM，简称模拟实验样机），是一座采用铀-235富集度90％的金属铀块作核燃料、氢化锆作慢化剂、金属铍作反射层、转动控制鼓控制反应性的临界装置。     

CANDU6慢化剂系统丧失冷却情况下的温度分析

压力管卧式重水反应堆(CANDU6)具有相互独立的冷却剂系统和慢化剂系统。慢化剂系统将堆芯高能裂变中子慢化到能维持持续裂变所需的热中子水平,并将慢化中子过程中产生的热量带出。在反应堆大修期间,需要对再循环冷却水系统(RCW)进行检修,则需要并投入其备用系统,但是RCW备用系统仅对反应堆冷却剂系统进行冷却,不提供慢化剂系统热交换器冷却水。所以在RCW备用系统投入的情况下,慢化剂系统丧失冷却。为判断在此情况下慢化剂的温度变化情况,本文对CANDU6大修期间慢化剂系统丧失冷却情况下的温度变化进行分析并与试验结果进行比较,评估是否会由于温度过高而导致系统失效。     

TOPAZ-Ⅱ反应堆~(135)Xe小反应性计算方法研究

TOPAZ-Ⅱ反应堆的中子通量密度很低,这使其在运行过程中引入的135Xe反应性很小,其数值难以采用现有的蒙特卡罗程序进行计算。本文考虑了中子价值对反应性的作用,采用MVP-BURN程序对TOPAZ-Ⅱ反应堆的135Xe小反应性进行了计算。该方法可为其他类似反应堆的小反应性计算提供参考。     

空间热离子核电源在轨防冻加热策略研究

宇宙空间复杂热环境给空间热离子反应堆正常启动带来巨大挑战，液态金属工质的冷冻将严重影响堆芯的正常启动，而复杂的解冻装置又缺乏足够的可靠性。本文针对空间热离子核电源系统，采用空间热离子核电源系统分析程序TASTIN建立系统模型，添加了地球红外热流模型、地球反照热流模型及遮热罩热平衡计算模型，模拟分析了含/不含遮热罩下空间热离子核电源采用主动加热方式的防冻策略。结果表明，在650 W加热功率的情况下，含/不含遮热罩核电源系统冷却剂最低温度持续维持在302.0 K/278.6 K,具有较高的安全裕度，可以保证系统的正常运行。     

不同固体慢化剂对“花”型快谱超临界水冷堆中子学性能的影响分析

不同于一般采用氢化锆作固体慢化剂的反应堆,快谱超临界水冷堆工作在严酷的高温高压条件下,高氢平衡压以及停开堆造成的热冲击都会导致氢化锆中氢的大量损失,事故工况下甚至会引发氢的无控释放。本文通过分析对比多种材料的有效增殖系数、转换比、慢化剂温度反应性、燃料Doppler反应性、空泡反应性等参数的变化,发现氧化铍、碳化硅是中子学综合性能相对较好的"花"型快谱超临界水冷堆固体慢化剂材料,并且对燃料Doppler反应性系数影响不大。     

棱柱式高温气冷空间核反应堆初步方案设计与中子物理分析

空间核反应堆电源将核裂变能转换为电能,与太阳能、化学燃料电池等其他形式的电源相比,具有电功率大、系统比功率高、使用寿命长等优点,在太空探索中具有广阔的应用前景。以高温气冷堆技术为基础,提出了以氦氙混合气体作冷却剂,直接布雷顿循环的空间核反应堆电源方案。核反应堆是采用包覆颗粒燃料的小型棱柱式高温气冷堆,热功率为5 MW。采用蒙特卡罗方法进行了中子物理分析。结果表明,设计的反应堆满足10a以上的满功率运行寿期,具有负的反应性温度系数。通过布置B4C安全棒,使反应堆在发射失败引起的堆芯进水事故中能保证次临界。     

反应堆冷中子源中子物理学计算

用MCNP软件计算反应堆冷中子源,慢化剂室内平均中子注量率为6.69× 1013/cm-2.s-1,波长为0.4 nm和0.6 nm的冷中子增益因子～16和32.冷源慢化剂中正仲氢比例对输出的冷中子能谱有较大影响,而在3K范围内慢化剂温度变化对冷中子能谱的影响很小.计算结果表明,冷中子源性能达到基本设计要求.     

高效慢化材料氢化锆的研制

氢化锆作为一种新兴的屏蔽、慢化材料,由于ZrHx的氢含量高和密度较低,可作为空间核反应堆的中子慢化材料。俄罗斯已将其作为一种新型高效的屏蔽和慢化材料进行研究;日本已将其应用于MUTSU核动力船压力容器顶部和主屏蔽体之间的空隙处,它可以在220℃运行温度下保持良好的屏蔽效果。在我国研制的热离子核反应堆中子物理模拟实验样机中,固态氢化锆中子慢化剂圆盘是物理样机堆芯必不可少的部件,该材料部件的研制成功与否关系到整个热离子反应堆电源系统的发展。开展氢化锆慢化材料的研制不仅具有较高的研究和应用价值,而且具有较高的经济价值,市场应用前景广阔。中国核动力研究设计院已建立了完整的氢化装置及其检测系统,经过多年的研究实验,积累了大量金属锆及锆合金的氢化工艺的数据和经验,建立了一整套氢化锆工艺控制、成品检验的规程和相关企业标准。     

铍光中子对研究堆瞬态特性影响研究

在采用铍材作为慢化剂或反射层的热中子反应堆中,由于~(235)U裂变产物放出的高能γ光子会与~9Be发生(γ,n)反应,产生光激发缓发中子,即铍光中子,会对反应堆的动态特性产生影响。本文选取经典的铍光中子分组参数,采用系统程序relap5,研究了铍光中子对研究堆瞬态特性的影响。研究表明,铍光中子的存在导致反应堆剩余裂变功率增多和持续时间增加,从而提高了余热水平;铍光中子的存在使得瞬态中核功率变化滞后,对反应堆安全有一定的影响。     

微型有机工质冷却核反应堆概念研究

为了对有机工质冷却核反应堆概念进行研究,本文首先分析了有机工质作为反应堆冷却剂和慢化剂的重要特征和关键技术问题,以及主要有机工质冷却核反应堆技术方案,在此基础上,开展了5 MW微型堆芯中子学特性研究。研究结果表明,在相同堆芯布置条件下,有机工质冷却核反应堆慢化剂温度系数绝对值小于压水堆,功率分布更加平坦。本文研究成果可以为我国正在大力发展的多用途微型核反应堆电源及供热系统技术路线选择提供重要参考。      

用固体径迹探测器验证公式Φ_U（r）／_U≈Φ_M（r）／_M

利用固体径迹探测器测量反应堆不同位置燃料元件内的中子注量率，得到反应堆燃料元件内的中子注量率分布。与对应点慢化剂内中子注量率进行比较，对反应堆物理实验中一个近似假设公式ΦＵ（ｒ）／ΦＵ≈ΦＭ（ｒ）／ΦＭ进行了验证。给出了该公式成立的条件。     

基于聚类和随机搜索优化的核反应堆数字孪生参数反演模型

为了实现对核反应堆内置传感器的大量数据的高效存储、传输和分析,本文结合聚类算法与随机搜索优化的人工神经网络,对空间热离子反应堆的数字孪生系统搭建了一个参数反演模型,实现在热管失效工况下的堆芯温度数据的反演。使用20%热管失效工况下空间热离子反应堆堆芯4个区域的温度数据,通过K-means聚类与轮廓系数指标提取各区域的特征温度参数,通过随机配置优化的全连接人工神经网络(ANN)完成特征参数到其他参数的反演,并对反演效果进行验证。研究结果表明,运用该方法对燃料、发射极、接收极、冷却剂4个区域进行参数反演,温度反演值的相对误差均方根分别为0.55%、0.41%、0.19%、0.18%,其中用于反演的特征参数占总参数比例均不超过8%。因此本研究建立的参数反演模型能够获取特征参数的物理含义,并对空间热离子反应堆堆芯温度参数进行较高精度的反演。     

TOPAZ-Ⅱ改进型热管辐射换热器传热单元数值研究

针对前苏联研制的TOPAZ-Ⅱ空间热离子反应堆,结合成熟的高温热管技术,对改进型热辐射换热器传热单元进行瞬态特性研究。采用有限元方法对热管瞬态启动特性进行数值模拟。翅片温度计算采用有限差分进行求解,并与热管壁面进行单向耦合传热。热管启动过程中采用Cotter热管极限理论,即重力极限、声速极限、携带极限来判定热管启动状态。研究结果表明：热管390 s内启动迅速,在启动第2阶段遇到声速极限,从而限制了热管启动时间。热管和翅片最终达到稳态,温度分布均匀,当量换热系数为1783.25 W/m²。热管换热单元能有效地将热量导入到外界。     

TOPAZ-2型空间核反应堆电源转换器除气研究

结合热离子发电元件工作环境,分析了TOPAZ-2型空间核反应堆电源热离子发电元件除气的必要性。根据电源结构特点,确定氦气腔体、热离子发电元件发射极和接收极、铯集气腔体和冷却剂内套管为主要除气部件。利用CFD程序和专用程序分别计算得到堆芯容器和热离子发电元件额定工况下的工作温度,结合部件除气要求最终确定了各部件除气工况。编制了用于热离子发电元件发射极和接收极除气计算的二维传热程序,通过对比程序计算结果与单根热离子发电元件除气试验结果验证了程序编制的正确性。利用该程序计算得到热离子发电元件发射极和接收极的除气功率。综合电源除气部件除气工况、除气环境要求和除气计算结果,确定了转换器除气方案。     

用固体径迹探测器验证公式φU（r）／φ^—U≈φM（r）／φ^—M

利用固体径迹探测器测量反应堆不同位置燃料元件内的中子注量率，得到反应堆燃料元件内的中子注量率分布，与对应点慢化剂内啊子注量率进行比较，对反应堆物理实验中一个近似假设公式φＵ（γ）／φ＾－Ｕ≈φＭ（γ）／φ＾－Ｍ进行了验证。给出了该公式成立的条件。