气冷快堆燃料组件均匀化初步研究

气冷快堆是第4代核能系统候选方案之一,具有高温多用途、能增殖等优点。本工作以一气冷快堆的设计方案为研究对象,针对单组件模型和全堆芯模型,采用MCNP耦合ORIGEN的方法,计算了有关临界、燃耗过程的几个重要物理特性,比较了采用精细化结构和组件均匀化方法在计算精度、计算时间等的差别,说明了采用组件均匀化方法进行气冷快堆全堆燃耗计算的必要性和可行性。

确定论方法计算气冷快堆燃耗的程序系统开发

为了快速准确地求解气冷快堆的燃耗问题,开发了一套确定论方法程序系统。基于通用的燃耗过程计算框架,选取了输运程序WIMS和扩散程序CITATION,编写了相关的数据转换、截面管理、燃耗插值、自动控制程序,实现了WIMS和CITATION程序的耦合,并对一个气冷快堆模型燃耗过程进行了模拟。结果表明:开发的确定论方法程序系统是可行的,具备分析气冷快堆燃耗过程中重要物理特性的功能。

加速器驱动的次临界10 MW气冷快堆物理方案研究

本文采用MCNPX与ORIGEN耦合的COUPLE2.0程序对加速器驱动的次临界气冷快堆进行了物理方案的设计和研究。计算得到了该方案350d燃耗期间的keff、质子效率、加速器束流强度、1 500K温度下的多普勒系数、功率峰因子等参数,并研究了该方案的安全特性;通过计算得到了该方案燃耗并分析了该方案的嬗变能力。结果表明,该方案在350d燃耗期间的keff、加速器束流强度、功率峰因子变化较小,在假想事故下仍保持较深的次临界状态,系统安全性能较好;燃耗较浅,嬗变支持比为20.28,具有较好的嬗变效果。

深燃耗球床式气冷快堆研究

气冷快堆是未来发展的第四代先进核能系统候选堆型之一,它可以满足核能的可持续性、安全可靠性和经济性要求。从反应堆物理和热工水力学的角度出发,设计了热功率300 MW的球床式气冷快堆,选择了碳化物燃料作为气冷快堆的燃料。用耦合燃耗计算程序COUPLE2.0模拟得到了深燃耗气冷快堆的铀燃料循环的平衡态。平衡态研究结果表明基于深燃耗的300 MW球床式气冷快堆可以提高铀资源的利用率同时降低乏燃料中的次锕系核素的含量。当燃料球直径为6 cm,燃料区的直径为5.5 cm,燃料占燃料区的体积的70%,燃料形式为UC,其中235U的初始富集度为12%时,燃料球通过堆芯的时间可以达到12 600 d,重金属燃耗深度为164.38 GWd/t,总的铀资源的利用率可以达到为28.03%。

内冷式气冷快堆模拟设计及其中子学参数理论计算

模拟设计了一种内冷式的气冷快堆,理论计算了堆芯的中子学主要参数。通过堆芯物理分析表明:选择合适的燃料富集度可以使堆芯处于临界运行;该堆的中子能谱符合快堆要求;中子通量和堆芯功率分布比较平坦;堆芯增殖比为1.019,可延长堆芯的寿期。内冷式气冷快堆从中子特性计算上满足了堆芯物理要求,可为今后气冷快堆的设计提供参考。

中子平衡方法在优化气冷快堆温度反馈中的应用

针对气冷快堆温度反应性系数较小、在瞬态事故中由温度变化造成的负反馈弱的问题,本文提出一种增强气冷快堆负反馈效应的优化方法。使用西安交通大学自主研发的SARAX程序对堆芯设计方案进行分析,并使用中子平衡分析方法,将冷却剂密度变化引起的反应性变化分别按照反应类型、核素及能群进行分解,研究了堆芯参数对反应性系数的影响。计算结果表明,基于中子平衡方法对反应性进行分解,可以定量计算出不同参数对反应性变化的贡献,证明了优化措施的有效性,可为堆芯优化工作提供理论支撑。

基于包覆燃料的气冷快堆堆芯核设计

针对包覆颗粒弥散体核燃料用于气冷快堆时存在的燃料装载量低和能谱软化问题,本文提出了一种使用双层包覆颗粒、以ZrSi 2为基体材料的新型弥散体燃料模型,给出了棒状和块状的气冷快堆堆芯布置方案,并用蒙特卡罗程序模拟计算了堆芯中子学参数。计算结果表明:堆芯的能谱未见明显软化,满足气冷快堆的能谱要求,验证了新型弥散体燃料在气冷快堆中的适用性;堆芯具有充足的剩余反应性和安全裕度,通过调节控制组件,可以安全地启动、运行和停堆,堆芯燃料可以达到较高的燃耗深度,验证了堆芯设计方案的合理性。

气冷快堆燃料组件设计及中子学特性分析

气冷快堆兼具高温气冷堆的经济性和快堆的可持续性等优点,在四代堆型中具有独特的技术优势。为了适应气冷快堆高温、高中子通量的堆芯环境,本文基于耐事故燃料模型,提出了一种块状气冷快堆燃料组件设计方案,并对该组件中铀钚混合燃料中的钚含量、冷却孔道的直径及数量、栅距比、包壳及组件盒厚度等物理参数对中子学特性的影响规律开展了敏感性分析研究。分析结果表明:在研究的6个参数中,钚含量和栅距比对组件的中子学特性影响最大,冷却孔道数量主要影响组件内的功率分布,其余参数对组件中子学特性几乎无影响。最后针对块状燃料组件低冷却剂份额的特点,利用单通道模型进行组件内的温度分布计算,给出了热工限值对组件参数的要求。

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。

超临界二氧化碳冷却反应堆空泡反应性研究

由于二氧化碳本身的慢化能力较弱,因此超临界二氧化碳冷却反应堆通常具有较硬的能谱,在冷却剂丧失事故发生时容易出现由正反应性反馈引入的安全问题。本文针对超临界二氧化碳反应堆的能谱特点,提出了描述其中子循环过程的三因子公式,并将冷却剂丧失对反应性的影响拆分为能谱项和泄漏项,作为进一步研究的理论依据。基于蒙特卡罗模拟方法,对美国麻省理工大学提出的超临界二氧化碳冷却反应堆堆设计方案进行了建模计算和验证,分析了径向反射层、添加慢化材料的影响。研究结果表明:超临界二氧化碳反应堆的设计需要注重能谱的软化与合理的堆芯几何设计,通过分区设置慢化材料的方案可以展平通量、软化能谱,同时降低冷却剂丧失事故引入的反应性;以超临界二氧化碳作为反射层材料,可以通过增大冷却剂丧失事故时的泄漏率在保证中子经济性的同时实现较低的空泡反应性;在进行超临界二氧化碳反应堆设计时,需综合考虑空泡反应性随燃耗的变化,并可以通过优化燃料核素组成来降低空泡反应性。

国外先进反应堆燃料发展概况

随着全球能源需求不断增加,以及各国在推进能源结构清洁低碳转型方面逐步达成共识,核能在国际社会获得越来越多关注,并成为许多国家未来的能源选择之一。迄今已有三代核反应堆技术实现商业应用。国际社会已提出第四代先进核能系统的发展计划,并确定了六种重点研发堆型,即高温气冷堆、超临界水冷堆、熔盐堆、钠冷快堆、铅冷快堆和气冷快堆,其中研发进展较快的堆型包括钠冷快堆、铅冷快堆、高温气冷堆和熔盐堆。燃料技术也随着先进反应堆技术的研发而一并发展。下文主要介绍上述四种反应堆燃料的发展情况。

兆瓦级空间反应堆辐射特性分析

针对阴影屏蔽体的材料选取与仪器仓布局问题,本文以核动力航天器为对象,研究了屏蔽材料与结构材料的辐射特性,计算得到了屏蔽体阴影区域内的辐射场分布。本文利用蒙特卡罗方法在屏蔽阴影区范围内对中子与光子进行输运计算,得到中子与光子在空间中的分布情况。通过得到的不同屏蔽材料与结构材料对具有特定能谱的中子与光子的屏蔽效果,选出了适用于空间反应堆屏蔽体设计的材料,确定了一种满足辐射防护限制要求的屏蔽材料组合方式。研究表明:铅、氢化锆和聚乙烯应用于空间堆的辐射屏蔽能使屏蔽体更加轻质化,掺杂氢化锆粉末的聚乙烯复合型材料的屏蔽效果优于单一材料,反应堆至仪器仓前的辐射分布能为仪器舱内的布局设计提供了参考。