液态燃料熔盐堆作为第四代核反应堆概念之一,在安全、经济、防核扩散方面都具有独特的优势。液态燃料熔盐堆特有的中子动力学和热工水力学特性,致使传统固态燃料堆系统分析程序不再适用于液态燃料熔盐堆的瞬态分析和安全评估。为了提高...液态燃料熔盐堆作为第四代核反应堆概念之一,在安全、经济、防核扩散方面都具有独特的优势。液态燃料熔盐堆特有的中子动力学和热工水力学特性,致使传统固态燃料堆系统分析程序不再适用于液态燃料熔盐堆的瞬态分析和安全评估。为了提高反应堆系统安全分析程序RELAP5/Mod4.0(Reactor Excursion and Leak Analysis Program)在液态燃料熔盐堆安全分析中的适用性和精确度,基于一维缓发中子先驱核输运模型和二阶Godunov数值方法扩展了RELAP5/Mod4.0点堆模型。采用美国橡树岭国家实验室(Oak Ridge National Laboratory,ORNL)熔盐实验堆(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE)实验数据,对采用新点堆模型的RELAP5/Mod4.0程序进行了验证。结果显示:改进后的RELAP5/Mod4.0程序数值结果与实验结果吻合较好,表明该模型和数值方法能够较好地模拟缓发中子先驱核输运过程,满足液态燃料熔盐堆安全分析要求,能够应用于液态燃料熔盐堆安全分析。展开更多
熔盐堆具有良好的中子经济性、固有安全性、可在线后处理、防核不扩散等特点,是六种第四代先进反应堆堆型中唯一的液体燃料反应堆。然而,熔盐堆中采用流动的熔盐作为液体燃料,从而缓发中子先驱核会随着燃料的流动流出堆芯并在堆芯外发...熔盐堆具有良好的中子经济性、固有安全性、可在线后处理、防核不扩散等特点,是六种第四代先进反应堆堆型中唯一的液体燃料反应堆。然而,熔盐堆中采用流动的熔盐作为液体燃料,从而缓发中子先驱核会随着燃料的流动流出堆芯并在堆芯外发生衰变,这不同于固体燃料反应堆。文中针对了一座实际运行过的熔盐实验堆(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE),基于中子动力学模型,采用圆柱体均匀堆的近似处理方法推导了液体燃料反应堆的缓发中子先驱核浓度数学模型,研究了恒定流速下的反应性损失及不同燃料熔盐流速对缓发中子分布的影响。结果表明缓发中子在越靠近堆芯中心区域的位置就越多,同时熔盐流速的变化对衰变周期越短的缓发中子先驱核组数的影响比较小。通过本研究,可以了解熔盐堆中缓发中子随着燃料流动的变化情况,为熔盐堆安全分析提供参考依据。展开更多
熔盐堆(Molten Salt Reactor,MSR)是第四代反应堆6种堆型中唯一的液态燃料反应堆,与固态燃料-液体冷却剂反应堆相比,原理上有较大不同。在熔盐堆中,流动的熔盐既是燃料又是冷却剂与慢化剂,中子物理学与热工水力学相互耦合;由于熔盐的流...熔盐堆(Molten Salt Reactor,MSR)是第四代反应堆6种堆型中唯一的液态燃料反应堆,与固态燃料-液体冷却剂反应堆相比,原理上有较大不同。在熔盐堆中,流动的熔盐既是燃料又是冷却剂与慢化剂,中子物理学与热工水力学相互耦合;由于熔盐的流动性,缓发中子先驱核会随燃料流至堆芯外衰变,造成缓发中子的丢失,导致堆芯反应性降低。正是由于熔盐堆的这些新特性,造成熔盐堆内缓发中子先驱核、温度等参数变化与固态燃料反应堆有所不同,需要研究熔盐堆在各种工况下的相关物理参数变化。本文主要工作是考虑缓发中子先驱核的流动性对熔盐堆的影响,研究适用于熔盐堆的二维圆柱几何时空中子动力学程序及与之耦合的热工水力学程序;利用该程序对熔盐堆中子物理学和热工水力学进行耦合计算,验证熔盐堆相关实验数据;并且计算了熔盐堆无保护启停泵及堆芯入口温度过冷过热工况,用于分析熔盐堆的安全特性。计算结果表明,程序能够对熔盐反应堆实验(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE)的相关实验数据进行较好的模拟计算,并且验证了熔盐堆的固有安全性。展开更多
文摘液态燃料熔盐堆作为第四代核反应堆概念之一,在安全、经济、防核扩散方面都具有独特的优势。液态燃料熔盐堆特有的中子动力学和热工水力学特性,致使传统固态燃料堆系统分析程序不再适用于液态燃料熔盐堆的瞬态分析和安全评估。为了提高反应堆系统安全分析程序RELAP5/Mod4.0(Reactor Excursion and Leak Analysis Program)在液态燃料熔盐堆安全分析中的适用性和精确度,基于一维缓发中子先驱核输运模型和二阶Godunov数值方法扩展了RELAP5/Mod4.0点堆模型。采用美国橡树岭国家实验室(Oak Ridge National Laboratory,ORNL)熔盐实验堆(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE)实验数据,对采用新点堆模型的RELAP5/Mod4.0程序进行了验证。结果显示:改进后的RELAP5/Mod4.0程序数值结果与实验结果吻合较好,表明该模型和数值方法能够较好地模拟缓发中子先驱核输运过程,满足液态燃料熔盐堆安全分析要求,能够应用于液态燃料熔盐堆安全分析。
文摘熔盐堆具有良好的中子经济性、固有安全性、可在线后处理、防核不扩散等特点,是六种第四代先进反应堆堆型中唯一的液体燃料反应堆。然而,熔盐堆中采用流动的熔盐作为液体燃料,从而缓发中子先驱核会随着燃料的流动流出堆芯并在堆芯外发生衰变,这不同于固体燃料反应堆。文中针对了一座实际运行过的熔盐实验堆(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE),基于中子动力学模型,采用圆柱体均匀堆的近似处理方法推导了液体燃料反应堆的缓发中子先驱核浓度数学模型,研究了恒定流速下的反应性损失及不同燃料熔盐流速对缓发中子分布的影响。结果表明缓发中子在越靠近堆芯中心区域的位置就越多,同时熔盐流速的变化对衰变周期越短的缓发中子先驱核组数的影响比较小。通过本研究,可以了解熔盐堆中缓发中子随着燃料流动的变化情况,为熔盐堆安全分析提供参考依据。
文摘熔盐堆(Molten Salt Reactor,MSR)是第四代反应堆6种堆型中唯一的液态燃料反应堆,与固态燃料-液体冷却剂反应堆相比,原理上有较大不同。在熔盐堆中,流动的熔盐既是燃料又是冷却剂与慢化剂,中子物理学与热工水力学相互耦合;由于熔盐的流动性,缓发中子先驱核会随燃料流至堆芯外衰变,造成缓发中子的丢失,导致堆芯反应性降低。正是由于熔盐堆的这些新特性,造成熔盐堆内缓发中子先驱核、温度等参数变化与固态燃料反应堆有所不同,需要研究熔盐堆在各种工况下的相关物理参数变化。本文主要工作是考虑缓发中子先驱核的流动性对熔盐堆的影响,研究适用于熔盐堆的二维圆柱几何时空中子动力学程序及与之耦合的热工水力学程序;利用该程序对熔盐堆中子物理学和热工水力学进行耦合计算,验证熔盐堆相关实验数据;并且计算了熔盐堆无保护启停泵及堆芯入口温度过冷过热工况,用于分析熔盐堆的安全特性。计算结果表明,程序能够对熔盐反应堆实验(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE)的相关实验数据进行较好的模拟计算,并且验证了熔盐堆的固有安全性。
