在线加钚模式下的熔盐堆钍铀燃料可持续性研究

基于FLiBe载体盐,Th/~(233)U启堆,仅通过在线添加反应堆级钚,以实现熔盐堆~(233)U的自持和焚烧反应堆级钚的能力。采用单栅元模型,分析其在不同熔盐体积比、不同中子损失率下233U的自持和钚的利用性能。研究发现:在熔盐体积占比为10%～85%的较大范围内都可以实现~(233)U自持,其中约43%熔盐体积比下~(233)U增殖效果最佳。与此同时,43%熔盐占比下对钚的依赖最大,在熔盐体积比较小和较大时对钚的依赖较小;在熔盐体积比较小时更有利于钚的利用,其中在熔盐体积比为10%～15%时钚的焚烧率最大,约为75%。此外,中子损失率与钚的依赖近似呈正比关系,对~(233)U自持性能影响较小。     

钍增殖熔盐堆不同燃耗核数据不确定度分析

本文利用开发的耦合模块,将SCALE程序中的TRITON和TSUNAMI-3D模块相结合,针对1GWth钍增殖熔盐堆开展不同燃耗时期核数据引起的k_(eff)不确定度分析。结果表明:随着燃耗的增加,核数据引起的keff不确定度由0.49%增大到0.55%。初始时刻对k_(eff)不确定度影响最大的反应截面是232 Th(n,γ)(约0.35%),其次是233 U(n,f)和7 Li(n,γ)。随着燃耗的增加,~(135)Xe(n,γ)、~(143)Nd(n,γ)对k_(eff)不确定度的影响逐渐显著。各反应灵敏度系数分析表明,~(232)Th(n,γ)、~(233)U(n,f)和~7Li(n,γ)截面数据对k_(eff)不确定度影响较大,需重点改进。上述关键反应在0.02~0.5eV敏感性较强,需重点关注。     

钍基熔盐堆燃料循环与启动策略研究

研究了熔盐燃料在堆内外循环以及考虑特殊核素的添加、提取等在线处理过程的熔盐堆燃耗计算模型,在多功能组件计算程序SONG的基础上开发了相应的燃料循环计算功能并进行了初步验证。在此基础上,分别针对氧化铍慢化的热谱熔盐堆和无慢化的快谱熔盐堆进行计算,并根据堆芯反应性长期稳定的基本要求,分析了利用²³³U和工业Pu启动熔盐堆时配套的在线处理方案以及相应的易裂变核添加要求。通过对核素添加、提取以及燃料内核密度的平衡计算,分析了不同的在线处理方案与启动策略对钍-铀燃料循环效率的影响,并据此提出了初步的熔盐堆燃料循环技术路线。结果表明：压水堆乏燃料提取的工业Pu较²³³U更适宜用于钍铀燃料循环启动,因工业Pu启动的快谱熔盐堆的²³³U产率明显高于²³³U启动熔盐堆,而当有了足够的²³³U积累后,²³³U启动的热谱熔盐堆是更好的选择,因其燃料倍增时间更短且燃料初装量也小得多。     

钍铀燃料循环专用核数据库CENDL-TMSR-V1的基准检验

中国科学院上海应用物理研究所委托中国核数据中心研制了钍铀燃料循环专用核数据库CENDL-TMSR-V1,用于钍基熔盐实验堆的临界计算及屏蔽设计。为验证该数据库的可靠性,根据钍基熔盐实验堆的特点,从国际核临界安全手册中挑选了一系列基准实验装置进行基准检验。检验结果表明,绝大部分基准装置的k_eff计算结果与实验数据的相对误差在0.5%以内,证明CENDL-TMSR-V1具有较好的可靠性和适用性,可用于钍基熔盐实验堆的物理设计。     

基于S/U分析方法的钍基熔盐装置核数据需求初步分析

采用蒙特卡罗微扰方法计算钍基熔盐堆装置(MSRE)的keff对关键核数据的灵敏度,结合数据中心制作的多群协方差核数据库,应用S/U分析方法分析核数据引入的不确定度,给出了核素数据重要性的排序。     

重水堆钍铀燃料增殖循环方案研究

论文的目的是研究重水堆钍铀燃料增殖循环方案。基于前期设计的技术路线,以CANDU-6堆芯为参考堆芯,研究了钍基堆芯燃料管理策略,分析了中子学特性,并对乏燃料特性进行了评估,包括放射性毒性、衰变热和伽马射线。在此基础上,建立了钍铀燃料增殖循环方案,其在可持续性关键指标方面优于常规天然铀一次通过循环。     

应用于压水堆的钍铀燃料循环经济性分析

以大亚湾1号机组为参考堆型,使用经验证的程序计算分析20年运行中,分别采用铀燃料循环和钍铀燃料循环所对应的燃料循环成本。计算结果表明:如果采用后处理模式,则钍铀燃料循环经济性优于铀燃料循环。若天然铀价格高于120$/磅U3O8,则钍铀燃料循环一次通过模式下的燃料循环成本高于后处理模式下对应的成本,因此,若天然铀价格持续处于高位,采用后处理模式的钍铀燃料循环将更具经济优势。     

钍铀核燃料循环研究

本文报道了中国科学院上海原子核研究所在开展钍铀燃料循环研究方面的进展和取得的成果。这些研究主要为克级量纯~(253)U的提取、钍基燃料后处理技术研究、新的铀钍萃取体系的研究、钍铀镤分离和分析方法研究、中子辐照ThO_2时产生有关核素的累积与中子积分通量和中子能谱的关系、钍的零功率试验等。本文还对钛的利用进行了评估和展望。     

熔盐实验堆中燃料核素的灵敏度系数计算分析

以熔盐实验堆为模型,采用MCNP5和SCALE5.1中的TSUNAMI-3D-K5对燃料核素的灵敏度系数进行计算与分析。结果表明,灵敏度系数与核素在MSRE中的含量、位置和核素的中子反应截面有关,得到灵敏度系数最大的核素²³⁵U的宏观裂变截面和宏观俘获截面的灵敏度系数分别为0.267和0.110。MCNP5和TSUNAMI-3D-K5计算不同能区下²³²Th宏观总截面和俘获截面的灵敏度系数曲线一致,曲线在0.1 eV附近有一小峰,振荡区域同截面共振区范围相同。     

Development of Electrochemical Separation Methods in Molten LiF-NaF-KF for the Molten Salt Reactor Fuel Cycle

Electrochemical methods for the separation of fission products from fission material in molten fluoride salt media have been studied in the context of their application within the framework of the developed Molten Salt Reactor fuel cycle. The separation possibilities of selected actinides (U, Th) and lanthanides (Nd, Eu, Gd) in molten eutectic LiF-NaF-KF at 530°C were evaluated by means of cyclic voltammetry. The applicability of different electrochemical techniques is discussed with reference to the new results from this study, and a basic flow sheet for the Molten Salt Reactor fuel cycle is outlined.     

液态熔盐热堆燃料管理方法研究与分析

为研究液态熔盐热堆的燃料管理性能,需解决复杂堆芯结构的均匀化、燃料的混合及在线后处理3个问题。本文基于确定论程序DRAGON5与DONJON5,开发了液态熔盐热堆的燃料管理程序LMSR,并进行了验证。使用LMSR对液态熔盐热堆进行计算与分析,结果显示使用²³⁵U与²³⁸U启堆,加入燃料为²³²Th与²³³U条件下,后处理提取重金属的效率至少需要90%。此外,为维持堆芯有效增殖因数在1.0～1.005之间,加入的燃料中²³³U平均等效质量富集度在40%附近。     

基于SCALE的熔盐堆添料与后处理系统分析程序开发及验证

在线添料及在线去除中子毒物是熔盐堆区别于其他固体燃料反应堆的主要特征之一,能够实现较高的燃耗深度和燃料利用率。然而,现有的反应堆物理计算分析软件SCALE不能直接模拟熔盐堆的燃耗计算。因此,本文耦合SCALE中的截面处理模块、临界计算模块以及燃耗计算模块,开发了一套适用于多流体熔盐堆的添料与后处理系统分析程序MSR-RRS,实现熔盐堆的在线添料、裂变产物在线处理或离线批次处理等模拟功能。基于MSR-RRS对现有的单流熔盐增殖堆和双流熔盐快堆的燃耗性能进行了验证。结果表明,MSR-RRS计算结果与基准模型结果符合较好。MSR-RRS适用于多种堆型、多种燃料循环运行模式。     

熔盐反应堆——放射化学创新发展的新源泉

本文从放射化学视角简略介绍了熔盐堆及其在钍铀燃料循环应用中的优势,然后叙述了与熔盐堆相关的放射化学研究的三个方向:即燃料供给、辐照后燃料的再处理以及熔盐堆运行的工艺监测和核素诊断。在燃料的再处理中推荐了一种类似文献报道的AIROX流程的干法后处理的新技术路线,指出其在熔盐堆在线燃料处理中的优点和重要价值。由于熔盐堆的运行中存在大量的化学与放射化学问题,因此熔盐堆堪比"化学堆",放射化学监测和诊断对于熔盐堆的运行有极其重要的意义。由此可见,熔盐堆研发促使形成了放射化学的一门新的分支学科——以监测和诊断为目标的熔盐反应堆化学。最后给出了放射化学工作者在熔盐堆发展过程中应该注意的若干建议。     

熔盐球床堆堆芯燃料管理优化初步分析

核热泉高温堆是具有满功率自然循环特性的熔盐球床堆,其特有的冷却剂横向流动特性需要基于径向分区换料的燃料循环方案,以及相应的燃料管理优化分析方法。局部搜索算法和模拟退火算法是普遍应用于轻水堆换料优化问题的随机性优化方法。本文应用这两种方法对核热泉高温堆的换料优化问题进行了分析。分析结果表明,相比于局部搜索算法,模拟退火算法能以较高的概率跳出局部最优陷阱,获得全局最优的优化结果,且优化质量独立于初始解的选取。最终的优化结果给出了较好的堆芯功率展平与压制燃料中心温度的效果。针对核热泉高温堆的一维分区换料方式,模拟退火算法是非常合适的优化分析方法。     

石墨慢化通道式熔盐堆的稳态热工水力计算模型

针对石墨慢化通道式熔盐堆的堆芯结构,基于COMSOL Multiphysics程序和MATLAB程序建立了堆芯稳态热工水力学计算模型。该模型对堆芯内固体区域的温度分布采用三维热传导方程进行模拟,对通道内熔盐温度采用一维单相流体模型进行计算。固体区域与熔盐通过熔盐通道壁面的对流换热边界建立热耦合。该模型基于平行通道压力损失相等的原则,分配堆芯内各熔盐通道的流量。通过对比RELAP5程序的计算结果,验证了模型对温度和流量分配计算的正确性。针对2 MWt 液态燃料熔盐堆的一种概念设计,分析了堆芯内三维温度分布和通道间流量分配。该模型可精确计算通道式熔盐堆堆芯内稳态温度分布和流量分配,对堆芯的热工水力学设计具有重要意义。