ACP100模块化小型堆研发进展

为了应对雾霾天气、淡水缺乏、城市区域制冷和供热快速增加的严峻挑战,中国正在推行能源结构改革。作为继巴黎气候变化大会后的重要举措,考虑增加核能应用来明显改善中国的能源结构,有效提升空气质量。模块化小型堆是近些年国际上竞相研发的新一代反应堆,可成为安全稳定的分布式清洁能源。ACP100是中核集团从2004年起研发的一种模块化小型堆。本文介绍了ACP100设计原则、设计参数、技术特点、纵深防御安全设计,安全性和许可策略,试验和验证,应用目标,初步经济评价以及ACP100在中国的示范工程情况。

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。

小型模块化熔盐快堆燃料管理初步分析

由于燃料随熔盐流动的特性以及可以进行在线添料与处理的特点,液态燃料熔盐堆的燃耗分析与燃料管理和传统固态燃料反应堆有很大不同,需要针对液态燃料熔盐堆的特点重新开发燃耗分析与管理程序。本文针对液态燃料熔盐堆的熔盐流动特性以及在线添料与处理功能,基于MCNP5和ORIGEN2.1燃耗耦合程序,开发了适用于液态燃料熔盐堆的燃料管理程序,并应用于一种小型模块化熔盐快堆的燃料管理和分析,对比分析了5种不同运行方案以及分批在线添料情况下,运行30年期间keff的变化情况及重要核素的演化情况。计算结果表明,采用不断调整添料率的连续在线添料运行方案和固定批量添料的运行方案,都可以让小型模块化熔盐快堆维持运行在一个较小的keff波动范围之内。开发的燃料管理程序适用于液态燃料熔盐堆的研究,同时可以为液态燃料熔盐堆的设计及燃耗管理和分析提供有价值的参考。

小型模块化增殖焚烧快堆MA嬗变性能分析

次锕系核素(Minor Actinides,MA)作为长寿命高放射性核废料,在乏燃料放射性中占据主导位置。乏燃料最小化是保证核能可持续发展的重要环节,而嬗变是安全处置乏燃料的有效途径。小型模块化增殖焚烧(Breed and Burn,B&B)快堆的中子经济性较好,燃烧寿期长,装料方式灵活多样,可用于增殖产生易裂变核燃料、嬗变长寿命核废料,从而解决核电发展中前端核燃料供给和后端乏燃料处理问题。本文分析对比了U3-MA和U5-MA燃料装载模式的临界、燃耗和安全性能,并系统研究了两种装料模式在B&B快堆上嬗变MA的性能。结果表明:两种装料方式均能达到较好的嬗变性能,且MA的添加还能使反应堆寿期更长,堆芯中子经济性更高;此外,从安全性能上来看,添加MA对钍铀燃料循环的缓发中子份额影响较弱,但是对其燃料多普勒系数影响较强,这为后续钍铀、铀钚燃料循环选取合理的MA装载份额提供了参考依据。

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。

低温供热堆研究进展

经过堆型论证、试验堆建设、商用堆攻关、系列堆型开发等四个阶段的发展,低温供热堆技术的固有安全性和技术成熟性已得到充分验证。作为清华大学核能与新能源技术研究院(简称“清华大学核研院”)最新开发的小型模块化压水堆,NHR200-Ⅱ保持了低温堆系列堆型的技术特点,采用一体化布置、全功率自然循环、自稳压方案,设有中间隔离回路和非能动安全系统,可实际消除大规模放射性释放、技术上无需采取场外应急措施,系统简化、运行操作简单,能够满足居民供暖、工业蒸汽、海水淡化、热电联供等多种需求。随着节能减排、空气污染治理等需求的逐步增强,NHR200-Ⅱ有望成为我国北方地区率先部署实施的供热堆型。

小型模块化超级安全气冷堆中子学特性研究

为分析小型模块化超级安全气冷堆堆芯中子学特性,建立六棱柱燃料组件模型,利用蒙特卡罗程序和ORIGEN程序的耦合计算,研究TRISO颗粒致密度、燃料富集度、TRISO颗粒大小、栅距比、TRISO颗粒包层厚度和燃料棒直径等物理参数对寿期等特性的影响。研究结果表明,寿期长度随着燃料富集度、栅距比的增大而单调增大;燃料棒直径、TRISO颗粒致密度、TRISO颗粒尺寸大小对寿期长度也有一定的影响;TRISO颗粒包层厚度对寿期长度的影响很小。基于该结果,初步设计出小型模块化超级安全气冷堆的堆芯装载方案,其寿期满足20 a不换料的寿期长度要求。

小型一体化全功率自然循环压水堆NHR200-Ⅱ技术特点及热力市场应用分析

在减少温室气体排放、缓解空气污染的需求背景下,减少化石能源消耗、增加核能在一次能源消耗中的占比,已成为科技界和产业界的共识。清华大学聚焦居民供热、工业蒸汽、海水淡化等需求,同时兼顾偏远地区发电需要,自主研发了能够产生1.6 MPa饱和蒸汽的小型模块化压水堆NHR200-Ⅱ。该堆采用一体化布置、全功率自然循环、自稳压、非能动安全的设计理念,设有中间隔离回路,可实际消除大规模放射性释放、技术上无需采取场外应急措施,可贴近城市周边和最终用户建设;同时,系统设计简化、运行操纵简单、放射性废物量少,保障了该技术具有经济竞争力。经过试验堆建设和30余年的持续攻关,该技术已具备示范应用条件。

TMSR-SF2全厂断电事故分析

钍基熔盐堆-固态燃料二号堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel 2,TMSR-SF2)是基于球床熔盐堆SF1(Solid Fuel 1)的小型模块化升级堆型,这种新概念堆结合了两者的诸多优点,目前已经完成了预概念设计,对其进行典型事故的分析与安全特性的评估成为当前重要研究内容。本文基于Relap5/MOD4.0程序,建立了反应堆事故模型,进行了全厂断电事故的模拟,分析了反应性、反应堆功率、冷却剂温度和燃料温度等关键参数的变化规律。结果表明,SF2在全厂断电事故中具备高度安全性,其中固有安全性发挥了重要作用。此外还进行了全厂断电事故伴生不同事件的后果比对以及不同温度反应性系数的敏感性分析,证明了直接反应堆辅助冷却系统(Direct Reactor Auxiliary Cooling System,DRACS)在事故前期余热排出能力的局限性,而依靠主泵可以最大限度利用熔盐堆的热惰性从而显著缓解熔盐堆堆芯过热。

ACP100S浮动核电站总体设计及验证

浮动核电站是利用浮动平台建造的可移动的核电站,从电功率分级上划分属于小型反应堆,可用于发电、淡化海水、供热,能满足区域供电、区域供热、海上石油开采、偏远地区、孤岛等特殊需要。本文在分析目前浮动核电站发展形式及其特点、优势基础上,提出了中核集团ACP100S浮动核电站方案,分析ACP100S设计原则、技术特点、设计参数、总体技术方案、试验和验证以及示范工程进展情况。