钍基先进CANDU堆(TACR)钍-铀燃料功率影响研究

在CANDU堆燃料栅元物理的研究中,通常选择堆芯平均的燃料比功率对栅元进行计算模拟,而在TACR中,由于使用了钍燃料,比功率的不同就可能对核反应产生影响,并通过影响棒束栅元的基本截面参数而影响到全堆计算的结果。本文对不同定功率条件下,含全铀燃料和钍-铀燃料棒束的栅元截面参数随辐照值的变化以及钍燃料棒束中233Pa和233U的质量份额进行了计算分析,认为功率会对钍燃料的栅元宏观截面产生影响,在全堆计算中,栅元基本参数应尽量使用基于历史的局部参数法。

钍基先进坎杜堆非能动慢化剂系统概念设计

以钍基先进重水堆(简称TACR)慢化剂系统作为研究对象,提出了一种满足非能动安全要求的概念设计。在此设计中,首次将慢化剂冷却系统和余热排出系统合二为一,并用热工水力分析程序CATHENA Mod3.5c/Rev1分析了反应堆在正常工作时的稳态运行情况,为验证设计的可行性奠定了基础。

第四代核能钍基熔盐堆

钍基熔盐堆核能系统（Thorium Molten Salt Reactor Nuclear Energy System, TMSR），是第四代先进核能系统，包括钍基核燃料、熔盐堆、核能综合利用3个子系统，具有高安全性、核废料少、防扩散性能和经济性更好等特点。

DRAGON挂载WIMS-D核数据库的基准题计算验证

通过一系列基于实验的基准题对DRAGON3.05B程序挂载WIMS-D核数据库的计算结果进行验证,综合检验了其对不同燃料、不同元件结构的临界计算以及燃耗中的核密度和k∞的计算正确性。并通过DRAGON3.05B与WIMSD-5B分别挂载WIMS-D和ENDF/B-VI.8核数据库的计算结果进行比较。结果表明:DRAGON3.05B挂载WIMS-D库的计算结果是可靠的,其正确性可以满足对钍基先进CANDU堆的设计要求。

实现熔盐堆原型系统与关键技术的系统突破为建设实验堆奠定坚实科学技术基础——中科院战略性科技先导专项“未来先进核裂变能——钍基熔盐堆核能系统”取得阶段性成果

钍基熔盐堆核能系统是典型的第四代先进核能系统，包括钍基核燃料、熔盐堆、核能综合利用三个子系统．系统研发的战略目标是利用储量丰富、防扩散性能好、燃料利用率高和产生核废料更少的钍基燃料以解决核能长期可持续发展的国家需求，在技术链条上熔盐堆是整个系统的基础与核心，目前已经发展了液态燃料和固态燃料两类熔盐堆概念。高温熔盐作为冷却剂，具有高温、低压、高化学稳定性、高热容等热物特性，无需使用沉重而昂贵的压力容器，适合于建成紧凑、轻量化和低成本的小型模块化反应堆。熔盐堆采用无水冷却技术，只需少量的水即可运行，可用于在干旱地区实现高效发电。

TACR热传输系统热工水力瞬态分析

钍燃料的利用对于缓解核燃料资源短缺具有重要意义,坎杜型反应堆(Canadian Deuterium Uranium,CANDU)在堆芯布置、中子利用效率及先进燃料循环方面具有较高的灵活性,使得其在CANDU反应堆中引入钍燃料循环更具现实意义。CANDU型反应堆中钍基燃料应用关键基础技术研究是加拿大与我国正在开展的合作课题,其中开发自主的CANDU堆堆芯热工水力设计和安全分析程序是钍基燃料应用必不可少的设计工作之一。本文针对CANDU型反应堆热传输系统结构特点,采用FORTRAN程序设计语言开发了适用于CANDU型反应堆热传输系统的热工水力瞬态分析程序CANTHAC(CANDU Thermal-Hydraulic Analysis Code)。利用CANTHAC对钍基先进CANDU堆(Thorium-based Advanced CANDU Reactor,TACR)进行了瞬态分析,计算工况包括满功率稳态、无保护蒸汽发生器(Steam Generator,SG)二次侧给水温度降低事故及完全失流事故。其中,满功率稳态计算结果与清华大学设计的钍基先进CANDU堆TACR设计值吻合较好,相对误差不超过2%,在可接受范围内;无保护SG二次侧给水温度降低事故及完全失流事故在计算条件下所得的燃料温度及系统压力等关键热工水力参数均在安全限值内,满足安全准则要求。程序为模块化编程,便于移植和改进,具有一定的通用性,为进一步研究工作奠定了基础。

TACR排管容器研究中多孔介质法的应用

以钍基先进重水堆(TACR:ThoriumBasedAdvancedCANDUReactor)慢化剂系统排管容器作为研究对象,提出了一种适用于计算排管容器内流场和温度场的非结构网格多孔介质方法,并将其计算结果与精细数值计算法所获得的结果进行了比较,二者符合较好,由此验证了其方法与计算结果的正确性。

WIMS-AECL与MCNP和MCBurn程序比较研究

用WIMS-AECL程序和MCNP-4B及MCBurn程序对一系列基准例题和先进CANDU堆全铀、含钍组件进行临界和燃耗计算。WIMS-AECL采用ENDF/B-V和ENDF/B-VI库分别计算。结果表明:对于基准例题,WIMS-AECL采用B-V和B-VI库都能得到比较理想的结果,B-V更好些。对于先进CANDU堆全铀组件和钍基先进核能系统组件,WIMS-AECL采用B-V核数据库结果较好。