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。

TMSR核功率控制系统的PID设计与仿真

功率控制系统(Power Control System,PCS)是反应堆控制系统(Reactor Control System,RCS)的重要组成部分,它完成功率提升、功率保持与功率调节的作用。在钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)核能系统固态堆设计方案中,功率控制器根据实测功率与设定功率值之间的偏差和偏差的变化趋势,按照经典的比例-积分-微分(Proportional Integral Derivative,PID)控制算法,给出调节控制棒的运动距离和运动方向等信号。PCS的PID算法设计与基于反应堆中子物理、热工及控制棒的传动性能构成的闭环控制系统的特性有关,其不同参数的确定与系统的静态和动态性能指标的要求相对应。本文从控制的角度出发,在已有的控制棒样机中设计的棒控棒位系统及相关中子物理的基础上对PCS的PID算法进行多层次仿真与参数分析,并对系统的可控性与可测性进行分析验证。分析及仿真结果表明两种控制模型下的系统均是完全可控及完全可测的,在合适的PID参数集下均能体现响应的快速性及系统的良好鲁棒性和抗干扰能力,具有实际的应用意义。

面向对象的TMSR设计数据管理平台

为提高研究堆工程的协同设计能力,通过调研核电设计院的工作流方法、协同管理方式和软件平台的功能架构,建立了钍基熔盐堆核能系统(TMSR)项目计划管理、流程控制、质量监督为核心的设计数据管理平台,实现了面向对象的设计元数据结构。提出了“从点入手、以点带线、以线促面”的设计管理方法,利用Postgres数据库、Node.js数据交互和Web端数据可视化的技术,实现了元数据的上传、共享、管控、多维度信息统计等操作,以及基于时间轴设计数据的追溯和控制。最终模拟应用在钍基熔盐堆仿真验证装置上,通过设计文件的计划清单管理、开口项管理和接口管理等活动,证明了该系统数据模型设计的可行性。

The application of EPICS in TMSR radiation protection and access control system

To treat technical problems of data acquisition,alarm management, and historical data archiving of radiation protection control system in Thorium Molten Salt Reactor, a network prototype system was designed based on experimental physics and industrial control system.Radiation level of many locations in Jiading campus of Shanghai Institute of Applied Physics is being continuously monitored, and boundaries of accelerator facilities and radiochemical areas are defined by the access control system. In this paper, we introduce the control system design,including human–machine interfaces, alarm system, historical data archiving system, and the software for access control. The software development followed the standard of Capability Maturity Model Integration(CMMIò) Level3, and the software had passed a third-party test, which indicated that the functionality and the reliability could fulfill the requirements of the radiation protection system.

Design and flow field analysis for visualization experiment facility of pebble bed based on molten salt reactor

Molten salt pebble bed reactor is one of the sixth-generation Ⅳ reactor types. To investigate the mechanical behavior of the fuel pebbles in the core, a visualization experiment facility of pebble bed(VEFPB) is designed. To obtain a uniform flow field of the core and analyze the influence of the flow field on the structure of the pebble bed, computational fluid dynamics software Fluent is used to simulate the flow field distribution of the core of VEFPB. The simulation results show that the disturbance at the bottom of the pebble bed is proportional to the flow velocity of the inlet pipe, and the flow velocity close to the inlet side is more significant than that in other parts; the design of the cylinder bottom plate with holes of different sizes can effectively reduce the flow velocity and the disturbance at the bottom of the pebble bed. In addition,according to the velocity contours of the core of VEFPB, it is observed that the flow field distribution of the core is considerably uniform except at the bottom of the pebble bed. This ensures the stability of the pebble bed and verifies the rationality of the design of VEFPB. This study provides the technical support and reference for the flow field analysis of the core of molten salt pebble bed reactor.

He^+离子辐照后Hastelloy N合金的耐腐蚀性研究

高温、辐照以及强腐蚀所引起的Hastelloy N合金的失效问题是影响熔盐堆(Molten Salt Reactor,MSR)结构材料使用寿命中的关键问题。在常温下用4.5 MeV的He+离子辐照Hastelloy N合金,吸收剂量分别为:1×1015 He+·cm-2、5×1015He+·cm-2、1×1016 He+·cm-2,采用浸入法在700°C熔融氟化盐(FLiNaK)中进行300 h腐蚀试验,研究辐照剂量对合金耐腐蚀性的影响。利用扫描电子显微(Scanning Electron microscope,SEM)、同步辐射微束X射线荧光分析(Microbeam X-ray fluorescence,μ-XRF)对腐蚀后的样品进行分析测试。结果表明,随着辐照剂量的增大,合金的耐腐蚀性逐渐减弱。μ-XRF结果表明:Hastelloy N合金在熔融氟化盐中的腐蚀主要表现为合金中Cr元素的流失。

不同燃料组合在液态氟盐冷却高温堆中的物理性能研究

液态氟盐冷却高温堆是第四代反应堆中的一种具有极大优势的堆型,对其燃料的研究工作具有重要的意义。本工作采用SCALE5.1程序包,对六种不同燃料组合在高温球床堆中的物理性能进行了研究,分别比较了剩余反应性、等效满功率运行天数、燃耗和中子能谱等重要参数。结果显示,采用233U或235U启堆时,使用232Th的实际转换成裂变材料的量不如使用238U转换的多,并会消耗更多的核燃料;采用239Pu启堆时,使用232Th可使反应堆维持较长的时间,而使用238U却导致反应堆很快不能自持。研究表明,从节约核燃料和延长堆芯寿期的角度看,在不进行在线换料后处理的情况下,232Th在热堆中的表现不如238U,但在超热堆中238U的表现不如232Th。

不同燃料球排布方式下熔盐堆堆芯流动和换热特性研究

固态燃料熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)的堆芯是由燃料石墨球随机堆积而成的,在分析中建立随机堆积的小球模型存在较大困难和不确定性,通常假设为规则的排布方式。利用计算流体力学分析程序,选取了面心立方和体心立方两种规则的小球排布方式进行建模,分析不同排布方式下堆芯流动和换热的特性。结果表明,面心立方排布下的流线呈现出周期性弯曲,小球中心最高温度为1 153 K,总压降为1 323 Pa,体心立方排布下的流线大体呈直线,小球中心最高温度为1 155 K,总压降为574 Pa,面心立方排布的流动压降明显大于体心立方排布。对于单个中间小球,面心立方排布的小球表面温度分布更均匀,热点温度更低,但熔盐从燃料球底部流动到顶部的压降更大。

固态钍基熔盐堆中^14C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。

实时在线监控系统的三维可视化方案

为解决核反应堆辐射及不可接近环境下工人运维的技术难题,融合新一代信息技术,将数字孪生技术与工业互联技术相结合,提出了一套三维数据可视化实现方案,解决了数字孪生应用中三维模型呈现、实时数据对接、模型算法软件对接,以及数据可视化等关键问题。首先,利用3D StudioMax、SolidWorks等建模软件构建三维模型,并结合前端设计、虚拟场景渲染等技术,实现数字孪生可视化场景构建;其次,基于Node.js运行环境搭建WebSocket服务器,并通过Node-EPICS事件驱动读取实验物理和工业控制系统(EPICS)的过程变量,实现对设备支持层数据更新事件的监听;最后,利用Socket.io套接字创建双向数据通道实现服务器到Unity客户端的实时数据传输。使用该方案构建的反应堆三维监控系统现已应用于中国科学院(CAS)钍基熔盐堆(TMSR)核能项目,该系统实现了核反应设备结构及物理特性在虚拟环境中的数字映射,具备网络通信、数据显示等功能,且数据更新周期达到100 ms,有助于监控人员掌握现场实际情况与指导运维检修。

液态燃料钍基熔盐实验堆主体装置厂房总体布置研究

为实现2 MW液态燃料钍基熔盐实验堆(TMSR)主体装置厂房的合理紧凑型总体布置设计,本研究根据熔盐堆堆型特征、顶层设计和系统功能需求,确定了主体装置厂房总体设计特征,探讨了TMSR关键设备及物项的相对位置特点;同时通过合理规划厂房功能分区和设备布置,最终得到了该厂房的总体布置方案。通过本项目的实施,为实现TMSR的系统集成以及验证提供了基础平台,为小型模块化钍基熔盐示范堆的设计和建设提供技术支持及经验。

基于多专业耦合分析的钍基熔盐堆反应堆本体设计研究

基于固态燃料钍基熔盐堆(TMSR-SF1)的特点,提出了基于多专业耦合的反应堆本体设计方法。参考现有成熟的设计规范,结合固态燃料钍基熔盐堆反应堆本体的结构和功能要求,完成了反应堆本体结构设计方案,并进行了反应堆本体屏蔽设计分析、堆容器上顶盖传热与温度场分析、反应堆结构力学分析,最终通过本体结构设计与多专业分析的反复分析迭代,初步实现了TMSR-SF1反应堆本体设计,满足TMSR-SF1功能要求。此外,通过反应堆结构选材论证和制造可行性分析,确保了结构设计的工程可实施性。