水溶液堆中子学优化和提取方式对^(99)Mo生产效率的影响研究

医用同位素生产水溶液堆(Medical Isotope Production aqueous Reactor,MIPR)具有尺寸小、功率低和固有安全性高等优点,是^(99)Mo和其他医用同位素生产的较佳候选堆型之一。本文重点研究低富集铀启堆模式下的提取方式以及处理能力对MIPR生产^(99)Mo效率的影响。采用SCALE6.1蒙特卡罗程序、ENDF/B-Ⅶ238群数据库进行计算。首先,根据已有的实验数据对MIPR中子学计算方法进行了验证,并对堆芯设计进行了中子学优化。然后,根据优化的堆芯模型对不同提取方式以及处理能力下的^(99)Mo生产效率进行了研究,确定了可实现临界的铀浓度与富集度范围。结果表明:在不同富集度下存在最小临界质量,且随235U富集度的增加,最小临界铀质量时的铀浓度减小;有效倍增因子随硝酸浓度增加线性减小,相应的硝酸反应性系数约为-1.400×10^(-2)L·mol^(-1);随着铀浓度的增加,空泡和温度反应性系数减小,对应反应性系数分别约在(-100~-250)×10-3℃^(−1)和(-18~-30)×10-5℃^(−1)范围。MIPR生产^(99)Mo的效率在线提取方式略高于离线批处理方式,5 d生产周期下,生产效率提高约16%。后处理能力对在线提取方式的生产效率影响较大,5 d生产周期下,后处理速率提高5倍,生产效率提高约113%。

溶液堆台架模型热工水力数值分析

应用欧拉两相流最新CFD(computational fluid dynamics)模型,对某溶液堆台架模型堆芯内气-液两相流动传热进行数值分析。堆芯内气泡被考虑为不同直径的组分,摒弃了传统均一离散相的假设(即假设所有气泡为同一直径和形状),把应用群体平衡理论建立起来的MUSIG(MUltiple-SIze-Group)模型考虑到CFD模拟中,MUSIG模型用于描述堆芯内气泡流动特性和尺度分布。同时,对采用MUSIG模型和传统两相流模型的模拟结果进行了比较分析。结果表明,采用MUSIG模型的模拟结果与台架实验结果吻合较好。

应用溶液堆生产裂变^(99)Mo

裂变99Mo的供应对保障核医学的应用和发展具有非常重要的作用。应用溶液堆生产裂变99Mo具有运 行安全、没有靶件制备、溶解工艺和生产工艺相对较简单、消耗铀燃料较少的优点。因此应用溶液堆生产裂 变99Mo具有很好的应用前景。

溶液堆的应用及其核燃料处理

溶液堆在医用同位素的生产方面具有一些优势，本文对溶液堆的发展过程进行了介绍，对用于医用同位素生产的水溶液均相反应堆的技术特点、核素生产以及相关的核燃料处理问题进行了综述。溶液堆可以提取的同位素主要有^99Mo，^131I，^89Sr等。在核燃料处理方面，溶剂萃取法是切实可行的方法，针对硫酸和硝酸2种溶液体系，推荐了硝酸体系的φ=30％TBP流程。溶液堆运行1～2年左右，冷却3～5个月进行后处理，放射性浓度大于99％的裂变和腐蚀产物被去除，铀的回收率大于99．5％，回收的铀可以回堆继续应用，形成一个快速处理循环。在后处理设备方面，小型化的核用离心萃取器及过滤设备是最好的选择。

溶液堆内气-液两相流流动及换热特性数值研究

在溶液堆台架模型数值模拟研究的基础上,对实际堆结构的堆芯内气-液两相流流动及冷却盘管与堆内溶液间的换热特性进行了数值模拟研究。采用欧拉两相流模型描述堆芯内气-液两相流流动,MUSIG(MUltiple-SIze-Group)模型描述堆芯内气泡尺度分布和相互作用,流-固耦合模型描述溶液与盘管间换热。数值计算得到了堆芯内的温度、速度、气泡组分等分布及冷却盘管的换热效率。数值计算结果表明:在有气泡扰动时堆内温度分布比没有气泡时均匀,冷却盘管可将堆内产生的85%热量带出,与试验测量结果一致。额定功率时,不同气体产生量对于冷却盘管换热影响的研究表明,随着堆内气泡产生量的增加,溶液与冷却盘管之间的换热得到强化。

溶液堆物理计算程序FMCAHR开发

针对溶液型燃料反应堆,基于蒙特卡罗输运计算方法,开发了溶液堆物理计算程序FMCAHR,该程序具有共振处理、搜索临界棒位、热工水力参数计算、气泡体积含量计算和燃耗计算的功能。对程序进行校算的结果证明该程序计算精度较高。

溶液堆燃料管理计算方法初步研究与程序研制

溶液型医用同位素生产堆的核燃料呈流动的水溶液形式。堆芯呈非结构、强各向异性散射,运行过程中会产生大量气体。针对堆芯燃料管理计算需要在线提取核素等特点,基于以三角形节块SN方法为模型的中子输运计算程序DNTR,开发了溶液堆堆芯燃料管理计算程序FMSR,并利用该程序对溶液堆进行了模拟分析。结果表明,FMSR程序可在溶液堆堆芯燃料管理计算中试用。

溶液堆落棒及弹棒事故分析

基于实验给出的溶液堆的气泡模型和温度模型,分别用点堆动力学和三维中子输运理论对溶液堆的瞬态进行了模拟和分析。利用研制的程序,对溶液堆不同工况、引入不同反应性的情况进行了模拟,得到了溶液堆可稳定的功率水平和事故情况下的功率波动。数值计算结果表明,基于点堆动力学和反应性反馈机制建立的模型,计算速度快,适合对溶液堆进行在线模拟和快速分析;而基于三维中子输运理论建立的模型,采用改进的准静态方法进行求解,计算精度较高,计算速度可接受,可用来对溶液堆进行精确的安全分析。

溶液堆气泡及瞬态中子学模型

溶液堆的燃料(UO_2(NO_3)_2水溶液)具有液体形态,兼作核燃料和慢化剂,裂变碎片与水分子碰撞产生辐照裂解气体气泡,气泡在燃料中存在和运动使得溶液堆的瞬态中子学模拟十分困难。本研究首先基于稳态的物理热工耦合方法对溶液堆进行模拟,对模拟结果体现的气泡行为特征进行提炼,建立溶液堆气泡数值模型,再将该气泡模型应用于溶液堆瞬态中子学分析程序中,使用该程序对瞬态试验进行模拟并与测量结果进行比较,发现气泡行为特征与耦合方法的模拟结果一致。

溶液堆物理计算程序FMCAHR燃耗功能及其验证

介绍了FMCAHR程序的燃耗计算模型及流程,并使用燃耗基准题和DRAGON程序对燃耗计算结果进行验证。验证结果表明,FMCAHR燃耗计算功能的准确性较高,适用于溶液堆的燃耗计算分析。

生产^(99)Mo、^(131)I和^(89)Sr医用同位素的水溶液堆

99Mo1、31I和89Sr等医用同位素对人类健康和医学的发展具有非常重要的作用。与靶辐照反应堆相比,用水溶液堆生产99Mo1、31I和89Sr具有安全性好,结构简单,经济价值高,无靶件制备、溶解工艺,产生废物少等优点,用水溶液堆生产医用同位素具有很好的发展前景。由于多堆芯水溶液堆、高功率水溶液堆均能显著提高产率,低富集度235U水溶液堆符合核不扩散条约中对235U浓缩度的要求,因此这三种堆是水溶液堆未来的发展方向。

加速器驱动的次临界铀溶液同位素生产堆概念设计

加速器驱动的次临界铀溶液系统作为新型同位素生产技术,具有固有安全性高、同位素比活度高及提取工艺简单等优势。本文从次临界系统的基础理论出发,确定了堆芯设计原则,针对加速器中子源和燃料选型进行说明,利用蒙特卡罗程序完成了次临界堆芯的概念设计并给出了一系列设计参数,此外,对堆芯长寿期燃耗特性和^(99)Mo产能进行了计算分析。结果表明,该方案^(99)Mo的年产能可达20 kCi(1 Ci=3.7×10^(10)Bq)以上,考虑运输过程中衰变损失,保守估计可满足全国1/3的临床需求,对后续掌握^(99)Mo生产技术并实现工程应用具有重要的现实意义。

氢气爆炸事故下溶液堆系统结构安全评估

溶液堆在运行过程中持续产生氢气,存在氢气爆炸风险。氢气爆炸事故下放射性包容边界的结构安全问题受到设计方和安全审查方的高度关注。本文建立了从氢气爆炸载荷模拟到结构力学响应分析的化-热-力耦合完整分析流程,以我国正在研发的医用同位素试验堆为对象开展了氢气爆炸事故下的结构安全评估。基于计算流体动力学方法和燃烧模型建立了氢气爆炸数值模拟控制方程,针对溶液堆系统结构特点分别开展了容器和管道结构中氢气爆炸试验验证计算;以溶液堆系统为对象建立了实尺寸数值计算模型,开展了不同点火位置下氢气爆炸载荷环境模拟;进一步地,开展了氢气爆炸热力载荷作用下结构力学响应分析和评价。结果表明:所建立的氢气爆炸数值模拟方法能够较好地模拟氢气爆炸载荷特征,适用于溶液堆系统;当溶液堆系统内部发生氢气爆炸时,放射性包容边界内部会产生明显的超压和高温,在管道端头点火导致的氢气爆炸危害性更大;在氢气爆炸热力载荷作用下,溶液堆能够保证结构安全。本文研究思路和成果为保障溶液堆系统结构安全提供技术支撑。

溶液堆内部事件概率安全分析框架研究

液体燃料反应堆(简称溶液堆)与传统固体燃料反应堆在安全设计和运行特性等方面存在重大差异,无法仅按照现有以确定论为核心的设计方法进行安全设计,必须在设计之初引入概率安全分析(PSA)技术。由于燃料形态、安全屏障及缓解系统等与固体燃料反应堆的差异,传统以堆芯损坏为核心的反应堆PSA技术无法直接适用于溶液堆。在调研国内外传统研究堆、溶液堆及乏燃料后处理厂相关要求及分析技术后,以我国正在研发的医用同位素试验堆为对象,提出了溶液堆PSA安全目标,并建立了PSA技术框架,为该类型反应堆PSA的开展和安全审查奠定基础。

溶液反应堆两相流动传热数值模拟

应用欧拉两相流最新CFD模型技术对某溶液反应堆台架模型堆芯内气液两相流动传热进行了数值分析。堆芯内离散相气泡被考虑为不同直径的组分,摒弃了传统均一离散相的假设(即假设所有气泡为同一直径和形状),把应用群体平衡理论建立起来的MUSIG(Multiple-Size-Group)模型考虑到CFD分析中。MUSIG模型用于分析堆芯内气泡的流动和大小分布。将气体离散相采用分为5组不同直径的气泡直径。分别采用Luo and Svendsen和Prince and Blanch模型描述不同直径气泡组之间的破裂和聚合。模拟结果与台架实验结果吻合较好。

乏燃料溶液嬗变堆焚烧锕系核素能力分析

针对焚烧锕系核素的目标,选择不同的乏燃料成分和堆芯功率,构造了7种乏燃料溶液嬗变堆(HSTR)堆芯模型,采用溶液堆堆芯燃料管理程序FMCHR计算了堆芯内Pu、Np及其他长寿命锕系核素的燃耗变化,分析了HSTR焚烧锕系核素的能力。结果表明:HSTR可以有效实现焚烧239Pu的目标,同时嬗变可观数量的237Np;若要实现241Am和243Am的嬗变,需要增大这2种核素在硝酸钚酰溶液内的初始含量,或采用硝酸铀酰溶液作燃料。

螺旋式传热管束流致振动试验研究

对某溶液堆堆芯内呈纵向螺旋状盘绕的传热管束进行了流致振动试验研究,包括结构在空气中和静水中振动特性的计算和试验以及稳态和瞬态运行工况下的流致振动试验。试验结果表明,传热管束入、出口之间的压力差随流速的增加而增加,且上部固定连接端是相对薄弱的部位。在稳态运行时不会发生动力失稳,振动位移不会造成管束各管段之间发生接触碰撞,疲劳分析表明满足规范要求。瞬态响应最大振动位移和应变均比稳态运行时高两个数量级以上。

两种气液两相流模型的应用和比较

本文应用MUSIG模型和均一直径模型对某溶液堆台架模型堆芯内气液流动传热进行了数值模拟.在MUSIG模型中堆芯内离散相气泡被分为5组不同直径的气泡,用于分析堆芯内气泡的流动变化和大小分布,采用Luo and Svendsen和Prince and Blanch模型描述不同直径气泡组间的破裂和聚合.在均一直径模型中,堆芯内的气体被考虑为同一直径的组分,并且不考虑其破裂与聚合现象。计算得到采用两个模型的模拟结果并且对其进行了对比研究.结果显示应用MUSIG模型的计算结果与台架实验结果吻合更好.