零功率反应堆研究进展与展望

零功率反应堆是开展反应堆物理研究重要的基础性实验平台,其结构简单,灵活可变,堆芯活性区能够针对特定的研究对象进行调整,以验证核设计软件与核数据库的准确性,获得堆芯物理重要参数实验数据,检验反应堆测量控制设备的有效性。本文简要描述零功率反应堆的特征与用途,回顾国内外研发历程,并介绍当前研究进展以及对未来的展望。

钍基熔盐反应堆内化学研究进展和展望

熔盐反应堆是第四代核能系统中唯一使用液态燃料的反应堆,在钍基熔盐反应堆研制和运行中有许多直接与化学相关的关键问题,堪比“化学堆”。于是,因熔盐反应堆研发和运行的需要诞生了放射化学在裂变能利用中的一门新分支学科——熔盐反应堆化学。本实验室利用加速器驱动的中子源和γ能谱分析技术开展了钍基熔盐反应堆化学研究。本文介绍了钍铀转换中间核素~(233)Pa和裂变产物~(131)I及~(95)Nb在熔盐反应堆模拟燃料盐中分布和行为的研究进展。基于对美国橡树岭国家实验室(ORNL)的熔盐反应堆实验装置运行中的燃料盐、锕系元素和裂变产物等相关若干问题分析,提出了在钍基熔盐反应堆框架内熔盐反应堆内化学方面应该进一步开展的研究内容,包括钍基熔盐反应堆运行的化学检测和诊断、影响熔盐氧化还原电势的因素、熔盐氧化还原电势检测的新技术等。熔盐反应堆化学研究的进一步深入将拓展熔盐反应堆化学实践和理论,使钍基熔盐反应堆化学水平提升到新高度,为未来钍基熔盐反应堆高效安全运行提供科学技术方面的支撑和保障。

快中子反应堆堆芯物理分析方法的研究现状与发展建议

快中子反应堆在核能可持续发展中扮演着重要角色,是各核强国都在致力发展的重点堆型。快堆物理计算是快堆核设计的基础,其计算方法的研究和相应计算程序的开发是快堆理论研究和数值模拟技术发展中极其重要的环节。本文对国内外快堆物理计算方法,特别是近20年来的发展变化进行了系统梳理,以对国内外专用和通用快堆物理计算程序的总结为线索,介绍了快堆物理分析理论体系的发展情况,对其中体现出的一致性特点和最近几年发展的趋势进行了分析,并对我国快堆堆芯物理分析方法的发展给出了建议,为我国快堆物理计算理论的进步和自主化的物理分析软件研发提供参考。

反应堆瞬时短周期与反应性引入速率约束问题研究

核反应堆在反应性引入过程中会出现瞬时短周期现象,可能触发周期保护系统,从而出现非必要停堆问题。瞬时短周期受反应性引入速率影响较大,但同时与当前缓发中子先驱核浓度相关,一般难以量化。本文从点堆方程出发,基于两次保守假设,剥离出缓发中子先驱核浓度因素,推导出了简洁的瞬时短周期与反应性引入速率约束公式;并验证在该反应性速率约束下,瞬时短周期永远大于目标周期值,可以避免意外触发周期保护问题,为反应堆运行中的控制棒提升速率约束提供了理论依据。

反应堆几何效应对超短基线反应堆中微子实验中微子流强的影响

在超短基线反应堆中微子实验中,探测器与反应堆的距离较短,反应堆的几何效应对中微子能谱和中微子流强的影响可能无法忽略,需要对其影响进行评估。本文根据EPR(European Pressurized Reactor)堆芯的结构建立反应堆中微子源模型和点中微子源模型,研究了超短基线反应堆中微子实验中反应堆尺寸对中微子能谱和流强的影响,讨论了堆芯内功率误差分布对点源模型下预期中微子流强的影响。研究结果表明,由于反应堆的几何效应,使用点源模型会使预期中微子事例率低约0.08%~0.40%,堆芯的几何效应对中微子能谱的形状影响则在10-6量级。在超短基线反应堆中微子实验中,计算中微子流强时可以采用基于堆芯几何中心的点中微子源模型,在这种模型下,由统计误差和系统误差引入的误差可以忽略不计。

全球小型模块化反应堆进展情况研究

小型模块化反应堆是一种先进的核反应堆,因其可为能源供应提供新的选择而逐渐受到全球的关注。本文调研了全球小型模块化反应堆发展情况,总结了各国小型模块化反应堆具体实施项目,提出了小型模块化反应堆面临的挑战及我国制定小型模块化反应堆核安全监管政策建议,以期为小型模块化反应堆在我国的研发、应用及监管提供参考。

10 kW低浓铀月表反应堆电源系统概念设计与分析

针对未来月球科研站所面临的能源需求问题,提出一种采用低浓化U-Mo合金燃料和热管冷却的月球表面反应堆电源系统的新型概念设计。低浓化U-Mo合金燃料技术成熟,在RERTR项目中被作为主要燃料而得到广泛使用。采用低浓化U-Mo合金燃料,能够有效降低核扩散的风险和简化相关部门的监管流程。反应堆的额定热功率为180 kW,输出电功率≥10 kW,设计寿命为10年。反应堆为Na热管冷却的快中子反应堆,采用控制鼓对堆芯反应性进行控制,堆芯热量通过Na热管传递到半Heusler型温差发电模块,废热由Hg热管辐射器翅片辐射到太空。基于蒙特卡洛程序RMC和CFD软件对反应堆堆芯物理及热工进行了初步计算和分析,针对温差发电器件的热电转换性能进行了优化设计,对热管失效等假想事故进行了分析评价。结果表明,该反应堆设计能够满足中子物理设计和临界安全的要求,在稳态工况下温差发电器件的热电转换效率能够达到7.60%,系统能够有效输出≥10 kW电功率,热管级联失效时能够满足热工安全要求。

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。

小型模块化反应堆控制方法综述

小型模块化核反应堆具有建造周期短、安全性高、运维成本低、适应性强、应用领域广等显著优势,广受世界各国关注,也是我国的战略性需求.发展具有自适应、强鲁棒、高可控和高可信特性的新型控制方法,有效降低甚至消除对控制人员值守的依赖,是小型模块化核反应堆的一个重要发展趋势.智能化、自动化的反应堆控制系统通过高效的控制动作来实时跟踪负荷需求,进而有效提高反应堆的稳定性、可靠性和安全性.本文对小型模块化核反应堆控制方法的研究现状进行了综述.本文首先回顾了基于经典控制理论的传统PID控制方法的原理及其优缺点,然后总结了当前应用于反应堆控制系统的一些高精度、高效率智能控制方法,如模糊控制、神经网络控制、智能优化控制、复合控制方法等的主要特点.最后,针对当前小型模块化反应堆控制系统的应用需求和技术难点,本文对智能控制方法的可能发展方向进行了展望.

反应堆产医用同位素及药物的创新发展研究

医用同位素及药物是核医疗健康产业的重要组成部分和主要物质基础,系统梳理反应堆产同位素及药物发展现状对于加快我国同位素及药物发展、推动自立自强全链条体系建设具有现实意义。本文采用文献调研、问卷调查、实地调研、行业研讨等方法,分析了国内外反应堆产医用同位素及药物的供需情况、发展现状与趋势。研究发现,目前我国仅实现了131I、177Lu、89Sr等反应堆产医用同位素的自主供给,但供给量尚未完全满足国内需求,多数临床常用的同位素依然依赖进口;反应堆产同位素相关的放射性药物存在药品种类少、研发创新不足、生产规模小等瓶颈,难以满足临床实际需要。研究建议,研判供需现状与趋势,实现反应堆产医用同位素供给与品种的多元化;以临床需求为牵引,带动反应堆产医用同位素的规模化制备,支持放射性药物的研发与应用创新,加快建设反应堆产医用同位素及其放射性药物的自立自强发展体系;丰富发展模式并形成创新观念,为我国核医疗持续发展提供坚实保障。

热管冷却反应堆系统研究进展和挑战

热管是一种高效的非能动热量传递元件,热管冷却反应堆核动力系统在多场景特种应用领域具备独特优势。本文概述了热管冷却反应堆特种核动力系统发展情况。首先介绍了热管冷却反应堆概念提出以及在海陆空天等领域的应用场景分析,同时总结了国内外典型堆型的发展现状。其次探讨了当前热管冷却反应堆面临的关键技术挑战,包括高性能材料研究、高性能热管研制、高效能量转换技术研究、设计分析技术研究。最后对未来发展趋势进行了分析和展望,强调了整体系统一体化研制、发电器件特性研究以及智能自主控制技术在热管冷却反应堆领域的重要性。本文的系统性总结将推动热管冷却反应堆技术的进一步发展,为未来特种核动力系统的应用提供重要支持。

微型铅铋反应堆小型化与轻量化设计优化方法研究

微型铅铋反应堆在实现核能综合利用方面具有独特优势,是未来可移动能源供给技术的重要选项,其小型化和轻量化是提高铅铋核动力装置总体性能的源头和关键。本文针对微型铅铋反应堆小型化和轻量化设计优化中的多物理、多变量、多约束耦合影响难题,首先通过分析燃料/冷却剂、固体慢化剂/反射层材料对堆芯临界尺寸及质量的影响开展了燃料/材料选型,然后采用自主开发的铅铋反应堆多物理智能设计优化平台DOPPLER开展了堆芯多因素协同优化设计,提出了一种小型化与轻量化的5 MWt微型铅铋反应堆概念设计方案MILLER-5,堆内装载核燃料139.8 kg,功率密度为114.8 W/cm^(3),换料周期为1000 d,堆芯具备平稳的反应性波动与平坦的功率分布,反应性系数均为负值,且稳态热工安全裕量较大。

三代核电反应堆压力容器低合金钢焊缝性能对比分析

通过模拟国内三代核电压水堆反应堆压力容器环焊缝,分别采用国产焊接材料和进口焊接材料,在焊接工艺性能、焊缝金属化学成分、拉伸、冲击韧性、落锤和低周疲劳试验等方面进行了对比分析。结果表明,国产和进口焊接材料的焊接工艺性能和焊缝金属力学性能均相当;焊接试件不同厚度取样位置的焊缝金属-28.3℃冲击吸收能量平均值都大于90 J,有较大的设计裕量。该国产焊接材料已应用于国内某三代核电机组反应堆压力容器,为进一步推广应用提供技术支撑。

月球基地用反应堆电源方案研究

针对月球基地反应堆电源应用需求及月球的特殊使用环境,提出了一种锂回路冷却快堆方案。采用MCNP程序对该方案的核特性进行深入研究,详细计算分析了反应性、燃耗、通量及功率分布等堆芯物理量,并对反应堆的掉落临界安全和屏蔽进行了详细的计算分析。研究结果表明:锂冷回路冷却快堆方案具有堆芯结构紧凑、质量轻、导热效率高、堆芯固有安全性高、功率输出性能好、停堆深度深等优点,适合用作月球探索活动的能量源。

数值反应堆堆芯与E级高性能计算的科学内涵

反应堆是一复杂的系统过程,是由中子场、温度场、流场、应力场、化学场等多个物理过程相互耦合的装置,这些物理场涉及从微观核反应到宏观能量释放的多尺度作用机理。随着E级(1 000PFLOPS,百亿亿次/每秒)计算机的问世,核能发展的总趋势正从传统工程驱动模式向以高性能数值模拟为主转变。当前四代堆设计立足小型化和精密化,高分辨率数值模拟对提升核装置性能和降低裕量作用突出。为研究解决当前模拟软件与计算机之间存在的浮点效率低、移植周期长、模式通用难和规模扩展难等问题的办法,突破软件和硬件之间存在的编程墙和性能墙,本文通过解读美国NEAMS、CASL和ECP计划,结合团队近年在数值反应堆和高性能计算关键技术突破方面的经验,提出基于并行中间件的集成共性、发展个性的技术路线,探索一条快速提升我国自主CAE软件整体水平的途径,供业内同行探讨,以在国产超级计算机上实现核装置的精细化建模和多物理、多尺度、多过程耦合计算。

动力学耦合分析下反应堆被动容错可靠性控制

反应堆长时间、高负荷的运转,使内部各设备出现不同程度磨损,易发生故障。由于反应堆变量复杂,导致其控制难度较大。为此,提出动力学耦合分析下反应堆被动容错可靠性控制方法。根据差分格式、因子分解理论求解反应堆相关变量,即密度、能量、位置及其运动方向等,按照燃料与冷却剂的温度、密度求解每个区域的截面,确定反应堆运行状态;运用事件触发机制设计反应堆被动容错控制程序,使用故障分布矩阵分析每个设备故障程度,检测出故障位置,通过控制率重组理念修改正常状态反馈回路增益,使修改后系统与正常系统性能一致。实验结果表明,所提方法故障检测结果与实际情况一致,且控制误差小,有效提升了反应堆被动容错控制的可靠性。

SPRR-300反应堆生物屏蔽层剂量场三维仿真

反应堆生物屏蔽层的拆除是反应堆退役阶段的重要任务之一,生物屏蔽层辐射场的数字化可为反应堆退役中的辐射防护和废物管理提供重要信息。本文通过构建三维辐射场计算模型,采用粒子输运计算程序(MCNP)获得了SPRR-300反应堆生物屏蔽层三维辐射剂量场;运用3Dmax、Pro/E等建模工具建立了生物屏蔽层剂量场三维仿真场景和模型,直观地展示了生物屏蔽层活度状况和剂量分布,实现放射性水平分布可视化。

用于反应堆启动的Am-Be中子源物理特性研究

利用蒙特卡罗程序对采用合金法制备的Am-Be中子源辐照前中子源强能谱、伴生γ放射性等物理特性及其在堆内辐照过程中的变化情况进行了分析,评估了其作为压水型核电反应堆启动中子源的可行性。分析表明:合金法制作的单个Am-Be中子源(源活性区尺寸φ3.4 mm×236 mm,密度为4 g·cm^(-3))中子发射率可达3.34×10^(7)s^(-1),该源的源强虽低于核电厂反应堆常用的启动中子源,但多个Am-Be中子源叠加也可满足应用要求。Am-Be中子源在堆芯辐照过程中,由于产生的^(242)Cm等核素的影响,总中子源强高于其初始源强,保证其长期起到启动中子源作用。另外,Am-Be中子源具有较高的γ源强,在制造、运输与安装过程中需要考虑辐射防护问题。

小型模块化反应堆堆侧屏蔽方案设计研究

小型模块化反应堆以反应堆的裂变能作为能量来源,在放出裂变能量的同时,会产生大量的中子和γ射 线,对人员和设备产生一定的辐射危害。屏蔽系统作为反应堆装置的一部分,结合其小型、模块化及可移动的特点,应满 足体积尽量小、重量尽量轻的屏蔽设计要求。本文首先对小型模块化反应堆的堆侧屏蔽层的布置进行设计与模拟分区, 选取了用于计算的中子及光子屏蔽材料;结合分区布置原则,利用MCNP程序完成了在反应堆堆侧各个方向的屏蔽体表 面的特性参数计算,确定了各分区的堆侧屏蔽材料组合方案和屏蔽层厚度、体积、重量及造价,提出了满足小型模块化 反应堆堆侧屏蔽要求的屏蔽设计方案。

压水堆核电厂反应堆冷却剂泄漏率优化计算

反应堆冷却剂泄漏率是压水堆核电厂重点监测的一项数据,根据电厂定期试验程序需要每天测量。由于目前国内核电厂对反应堆冷却剂泄漏率计算研究较少,在计算中存在一些不足。文章讲述了泄漏率计算的基本原理,从系统设计的角度对不同的运行工况进行分析,得到每种工况下的边界公式。同时基于电厂大量实际运行数据,确定了每种工况下的通用计算公式,结果满足电厂提出的验收条件。通过文章的方法计算冷却剂泄漏率,既能得到比较准确的计算结果,又能满足电厂计算便捷易于操作的要求。