熔盐堆流体动力学模型降阶方法适用性分析

对于熔盐堆全堆高保真流体动力学计算,即使借助超级计算机的并行计算能力在面对快速甚至实时求解的问题仍然面临效率的巨大挑战,引入和采用模型降阶(Reduced Order Modeling,ROM)方法,将能够有效解决这类问题。基于本征正交分解(Proper Orthogonal Decomposition,POD)方法与Galerkin投影法,引入基于有限体积的模型降阶(ROM based on Finite Volume approximation,FV-ROM)方法和上确界稳定模型降阶(ROM with supremizer stabilization,SUP-ROM)方法,针对液态燃料熔盐堆(Liquid Fuel Molten Salt Reactor,LFMSR)层流和湍流瞬态工况开展适用性分析。结果表明:FV-ROM方法在速度误差和计算效率方面占有明显优势,层流和湍流瞬态速度平均L^(2)相对误差低于0.5%和0.6%,且单步长的加速比分别为1500和1000倍左右;相比之下,SUP-ROM方法在压力预测方面表现出显著的优势,层流和湍流瞬态压力平均L^(2)相对误差低至0.20%和0.38%。因此,通过FV-ROM和SUP-ROM两种方法相结合的方式进行熔盐堆流体动力学速度场和压力场预测,能够更加有效地提高流体动力学仿真的效率,并确保瞬态模拟过程计算可靠性和精确度。

基于CFD的双胆单管电热水器的上下胆温差优化分析

双胆单管热水器因其独特的双胆结构,实现了体积小、成本低的优点,但由于加热管仅存在于下胆内,因此上下胆在加热时存在温差,出水温度的稳定性和效率成为了目前双胆单管热水器研究的热点问题。为研究双胆热水器在单管加热时的温度传导问题,对不同连通管直径、不同连通管长度工况下热水器加热情况进行模拟,研究了双胆中间截面处的温度场变化,分析了上下胆温差的变化规律,为改善双胆单管热水器的结构提供指导。

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。

利用超铀核素启动的小型模块化钍基熔盐堆中子学性能研究

压水堆乏燃料中的超铀燃料(Transuranic isotopes,TRUs)含有大于50%的易裂变燃料,可作为熔盐堆钍铀循环的启动燃料。基于小型模块化钍基熔盐堆,采用TRUs和Th分别作为裂变燃料和增殖燃料,研究堆芯熔盐石墨比和初始重金属摩尔份额两个重要参数对堆芯中子能谱、233U产量、石墨寿命、温度反应性系数、TRUs消耗量等中子学特性的影响,为利用TRUs和Th的小型模块化钍基熔盐堆的堆芯参数选择提供依据。基于批处理周期及固有安全性等限值,给出满足要求的TRUs启动小型模块化钍基熔盐堆的燃料利用方案,分析其燃耗时间内的中子学特性。结果表明:采用压水堆中超铀核素作为易裂变燃料,是启动小型模块化钍基熔盐堆钍铀燃料循环的理想选择。在满足5 a石墨寿命和固有安全性(−5~−8 pcm∙K−1)等限值的条件下,选择重金属摩尔份额为6%、堆芯熔盐石墨比为25%的堆芯结构参数可得到较佳的燃料利用率。此时,热功率为150 MW、满功率运行5 a时,铀的年产量可达16.0 kg∙a−1,TRUs的年消耗量约36.1 kg∙a−1,可有效减少当前超铀乏燃料的储存。

大型氯盐快堆中钍铀及铀钚循环分析

氯盐快堆具有核燃料溶解度高和快中子能谱的优势,为实现高增殖性能和高嬗变性能提供了可能。基于2500 MWth的氯盐快堆,研究了Th-U循环和U-Pu循环的中子学特性,包括临界参数、燃耗演化、增殖性能和嬗变性能。钍铀循环(U3+Th)和铀钚循环(Pu9+DU)的点火燃料分别为233U和239Pu,它们的可转换材料分别为232Th和贫铀(Depleted Uranium,DU)。同时,也分析了TRU作为点火燃料的过渡模式,即TRU+Th和TRU+DU。结果表明:对于大型氯盐快堆:1)考虑堆内锕系核素的中子吸收率、堆内平均裂变中子数(ν)和转换比,U3+Th需要不定期添料才能维持临界,Pu9+DU、TRU+DU和TRU+Th不需要添料即可连续运行的时间分别为46 a、50 a和29 a;2)相比其他三种核燃料循环模式,TRU+Th具有较优的自持增殖性能和较高的嬗变性能。

熔盐堆钍铀、铀钚燃料循环核数据不确定度分析

反应堆物理设计不确定度是第4代核能系统的QMU(quantification of margins and uncertainties)有效性认证所必须的参数之一,核数据不确定度是其重要来源。基于自主开发的耦合程序BUND(burnup uncertainty of nuclear data),将SCALE程序TRITON和TSUNAMI-3D模块耦合,完成了熔盐堆钍铀燃料循环、铀钚燃料循环核数据引起的有效增殖因数keff不确定度分析,并与ENDF/B-Ⅶ.1协方差数据库计算结果进行了对比。结果显示:初始时刻,两种燃料循环模式下,核数据导致的keff不确定度分别为0.490%和0.582%。随燃耗的增加,核数据引起的keff不确定度增加。寿期末,两种燃料循环模式下,对keff不确定度影响显著增加的反应道分别为239Pu(nubar)、(n,f)、(n,γ)、105 Rh(n,γ)、135 Xe(n,γ)和234 U(n,γ)、143 Nd(n,γ)、131,135 Xe(n,γ)等。

后处理效率对熔盐堆燃料循环性能的影响

化学后处理是液态熔盐堆的重要特征之一,其后处理效率将会影响堆芯燃料循环的中子学性能,因此,有必要研究不同后处理方案对熔盐堆燃料循环性能的影响。本文基于65 MW熔盐堆堆芯结构,重点研究后处理模式对熔盐堆中子学性能的影响。采用批处理方式,选取不同的后处理方案及效率,借助熔盐堆后处理耦合程序,对剩余反应性、低富集铀添加量、重金属摩尔比和燃耗深度等中子学性能进行研究。研究结果表明:裂变产物的分离效率对燃料循环性能的影响最为明显,当裂变产物分离效率从0%增加到100%,该熔盐堆运行40年时低富集铀的添加量节省约520 kg,重金属摩尔比降低约9.6%,燃耗深度提高约10%。相对于裂变产物,超铀核素由于具有裂变特性且累积量小等特点,其去除效率对中子学特性的影响较小。本研究的理论模拟计算可为核素去除及其效率的选择提供参考依据。

基于白光中子源的核石墨硼当量测量

核材料中热中子吸收截面高的杂质会引起堆芯反应性的变化,一般用硼当量表示这些杂质对热中子的吸收,硼当量是衡量核材料纯度的重要指标之一。热中子宏观吸收截面法是硼当量测量的方法之一,测量时采用同位素中子源则精度低,而白光中子源产生的中子强度高、方向性好,且可慢化为热谱,能有效提高硼当量测量精度。本文基于15 MeV电子加速器驱动的白光中子源开展核石墨硼当量测量的研究,利用蒙特卡罗模拟并优化实验方案,对实验数据进行检验与修正,建立核石墨硼当量测量定量分析方法。该方法能快速、准确检测核材料的硼当量,对反应堆的物理设计、安全性评估等具有重要意义。

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%。

RELAP5/FLUENT耦合程序的开发

热工水力数值模拟是反应堆系统设计和安全分析的重要内容,以RELAP5为代表的系统程序可对瞬态或事故工况进行快速分析,同时以FLUENT为代表的计算流体动力学(CFD)程序对堆芯局部三维现象的分析也越来越重要。为综合利用两者的优点,以RELAP5/FLUENT为基础,利用对RELAP5程序源代码的二次开发和FLUENT的用户自定义函数(UDF)进行编程,开发了RELAP5/FLUENT耦合程序。利用flibe熔盐在水平圆管流动问题验证了程序耦合的正确性;针对2 MW熔盐堆进行了稳态模拟,耦合程序能详细分析熔盐堆的热工水力行为;模拟了2 MW熔盐堆功率突变的瞬态热工水力行为,相对于单独的RELAP5,耦合程序能更好地揭示熔盐堆系统和堆芯的三维物理现象。该耦合程序可用于解决熔盐堆热工水力分析中存在的显著三维混合现象的问题。

钍基氟盐冷却高温堆TRISO包覆燃料颗粒结构优化分析

钍基氟盐冷却高温堆(Thorium-based Pebble Bed Fluoride Salt-cooled High-temperature Reactor,PBTFHR)作为第四代核反应堆的堆型之一,其燃料元件由TRISO(TRi-structural ISOtropic)包覆燃料颗粒组成,具有较好的中子性能和安全性。本工作采用 SCALE 6.1 程序开展 PB-TFHR 的临界和燃耗性能计算,结合PANAMA模型研究包覆燃料颗粒的破损率,分析了PB-TFHR中TRISO包覆燃料颗粒的kernel半径、包覆层的厚度和密度对堆芯中子学性能、裂变气体氪、氙和碘产量及包覆燃料颗粒破损率的影响,给出优化的包覆燃料颗粒结构,为其物理设计提供参考。研究发现:当保持包覆层的厚度和密度不变时,较大的kernel半径(≥0.01 cm)可使堆芯处于欠慢化区,且堆芯温度反应性系数均为负值;在相同的燃耗下,kernel半径越小,堆芯中裂变气体的生成量越少,且包覆颗粒的破损率越小;当保持包覆层密度不变,只改变包覆层的厚度时,疏松热解炭层和内致密热解炭层的厚度对keff有较大影响;而当保持包覆层厚度不变只改变包覆层的密度对keff影响较小。

小型模块化钍基熔盐堆防核扩散性能初步定量评估

核能的和平利用一直备受关注,防核扩散性能也是评价4代堆性能的4大指标之一,为建立满足4代堆核能系统标准的钍基熔盐堆核能系统,需对其防核扩散性能进行评价。因此,本文基于美国橡树岭国家实验室等机构提出的多属性效用分析(MAUA)方法,从材料性质、操作需求等14个方面,定量化评估了3种模式下小型模块化熔盐堆卸料的防核扩散性能,并与采用一次通过燃料循环的PWR进行对比,进而为燃料循环方案的优化提供核扩散风险参考。分析结果表明,小型模块化熔盐堆设计防核扩散性能指标——核安全测量值约为0.8,可比拟一次通过燃料循环的PWR,优于闭循环的CANDU堆。此外,本文还针对第3种连续后处理模式堆型的防核扩散性能进行了初步优化。以上分析结果可为进一步合理优化防核扩散性能提供参考,为燃料循环的选择提供合理、透明、可追溯的依据。

熔盐燃料对加速器驱动的次临界堆中子学性能的影响

加速器驱动的次临界熔盐堆(Accelerator-Driven Subcritical Molten Salt Reactor,ADS-MSR)结合了熔盐堆与ADS的许多优点,在先进核燃料利用方面有独特的优势。为了研究熔盐燃料的使用对ADS系统堆芯的中子学性能的影响,基于MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)程序,分别计算并分析了熔盐燃料对加速器驱动的次临界堆的外源质子效率、中子能谱以及钍铀转换比等参数的影响。结果表明:相较于氧化物燃料,熔盐燃料的使用将会增加对外源中子和裂变中子的慢化,并且会提高堆芯的入射质子效率。同时,由于熔盐燃料的慢化效应,FLi Be和FLi熔盐燃料燃耗初期的钍铀转换比(CR)分别为1.023和1.062,略低于氧化物燃料的1.068。另一方面,熔盐燃料的在线处理会极大降低燃耗过程中的反应性损失。通过在线燃料处理和在线添料,FLi熔盐和FLi Be熔盐燃料的CR分别在燃耗运行的第1年和第3年超过氧化物燃料,并且能够长期稳定在1.06和1.00左右。

基于Dragon与Donjon程序的液态熔盐实验堆临界计算与分析

基于组件输运程序Dragon与堆芯节块法程序Donjon,对包含有上下熔盐腔室、控制棒、实验孔道与中子源孔道的液态熔盐实验堆堆芯进行了计算与分析,给出了液态熔盐实验堆不同组件的等效均匀化模型。根据液态熔盐实验堆特性将中子能群划分为5种少群能群结构,基于所划分的每一种少群能群结构,对单根控制棒与不同控制棒组插入堆芯后的有效增殖因数和控制棒价值进行了计算分析。结果表明,7群能群结构具有更好的计算结果。基于7群能群结构开展了堆芯径向与纵向功率分布,以及控制棒拔出后堆芯的温度反应性系数计算分析,其计算结果与MCNP5计算结果相近,证明了模型等效的合理性以及Dragon和Donjon程序对液态熔盐实验堆的适用性。

棒状氢化锆慢化钍基熔盐堆中子学性能优化

氢化锆(ZrH)由于具有耐高温、抗辐照和慢化能力强等优点,是反应堆常用的慢化剂。本工作研究具有钍铀转换能自持运行和较低次锕系核素(MA)产量的ZrH慢化熔盐堆的堆芯物理设计方案。采用MOC程序分析了不同燃料盐对于启堆和增殖性能的影响,为提高钍铀转换性能,对堆芯结构和慢化棒设计进行了优化与分析。结果表明:当熔盐体积比处于0.5~0.9时,ZrH慢化剂可将临界所需要的233 U浓度降低至2%附近;采用含增殖层设计与FLi燃料盐装载的ZrH慢化熔盐堆,50a平均钍铀转换比(CR)可达到1.028;移动式ZrH慢化棒堆芯设计可实现38a的自持运行,且堆芯寿期末的MA产量比慢化棒不移动条件下采用FLi燃料盐和FLiBe燃料盐的MA产量分别减少约43%和8%,低于相同能量输出下石墨慢化熔盐堆的MA产量。

小型氦氙冷却反应堆事故发生频率分析研究

氦氙冷却反应堆可采用一体化布雷顿循环系统,在小型化、轻量化方面具有独特优势而备受关注。但目前鲜有关于小型氦氙冷却反应堆的严重事故分析研究。概率安全评价法(Probabilistic Safety Assessment,PSA)是一种评价反应堆安全性的重要方法,可为反应堆设计改进、故障诊断、运行指导等提供有价值的依据。而始发事件发生频率是PSA分析所必需的输入参数。本文以小型氦氙冷却移动式固体核反应堆电源为分析模型,参考高温气冷堆以及压水堆运行经验及部件失效数据,分析了堆芯排热增减、反应性和功率分布异常、管道破口和设备泄漏异常、未能紧急停堆的预期瞬态(Anticipated TransientWithoutScram,ATWS)以及丧失场外电源等事故的发生频率,结果分别为3.90×10^(−2)RY^(−1)、2.36×10^(−1)RY^(−1)、2.69×10^(−2)RY^(−1)、6.50×10^(−2)RY^(−1)、2.69×10^(−2)RY^(−1)以及4.60×10^(−2)RY^(−1),分析结果为进一步开展核电源PSA分析提供基础参考价值。

新型重水慢化熔盐堆堆芯优化设计

采用液态燃料及重水慢化剂的重水慢化熔盐堆(Heavy Water moderated Molten Salt Reactor,HWMSR)具有高中子经济性,但堆芯出口温差较大,将会导致堆芯顶部管道构件热疲劳。本文旨在优化HWMSR堆芯设计,降低堆芯出口温差。采用中子学-热工耦合程序以及堆芯临界搜索程序,深入分析了具有不同熔盐通道半径堆芯的功率分布、熔盐出口温度分布、初始易裂变核素233U装载量及钍铀增殖等性能。结果表明:增大堆芯内区熔盐通道尺寸将降低燃料熔盐功率密度峰值及最大出口温度,而对钍铀增殖比及^(233)U初始装载量影响非常有限。本研究为优化重水慢化熔盐堆堆芯设计提供参考。

基于RELAP5/FLUENT耦合程序的熔盐堆反应性引入瞬态分析

熔盐堆具有良好的中子经济性、固有安全性和可在线换料等特点。以石墨慢化通道式熔盐堆(Molten Salt Reactor,MSR)为研究对象,基于RELAP5/FLUENT耦合程序,建立了熔盐堆一回路模型,并在熔盐堆堆芯分别引入0.000 1、0.000 2和0.000 5反应性的情况下进行瞬态分析。结果表明:在堆芯反应性引入下,由于堆芯负的温度反应性,堆芯内最高温度和熔盐出口温度远低于安全允许限值,验证了熔盐堆具有良好的应对反应性引入事件的能力。

钍基气冷快堆中^233U与^239Pu的增殖性能研究

气冷快堆作为第四代核能系统国际论坛选定的堆型之一,兼具高温气冷堆和快堆的优势,有较高的增殖性能,理论上有高增殖率和短燃料倍增时间等特性。采用SCALE6.1程序中的TRITON模块,使用不同易裂变核素启动钍基气冷快堆并进行燃耗分析,研究燃耗过程中易裂变核素的演化特性。首先分析增殖比和易裂变核素随燃耗变化,并针对气冷快堆特性进行易裂变核素增殖性能的加权分析,获得加权后的增殖增益;然后对比使用增殖比和加权的增殖增益两种不同评价方法时倍增时间的差异;最后使用等效启堆方法对倍增时间进行优化分析。结果表明:分析不同易裂变核素加权后的增殖性能以及等效消除质量差异后的倍增时间,可以更准确描述快堆增殖特性,可以为钍基气冷快堆的换料方案提供参考。