小型铅冷快堆堆芯物理计算软件的开发与临界实验验证

在铅冷快堆(LFR)型号研发中,准确高效的堆芯物理计算是堆芯核设计的基础。针对小型LFR特殊的能谱与材料环境,首先利用蒙特卡罗开源软件OpenMC实现栅元与组件的蒙特卡罗均匀化。基于有限体积法的开源软件OpenFOAM开发了中子扩散求解器DESOF,通过Python形成完整的堆芯物理计算软件MCDESOF。利用超级均匀化方法实现了组件的等效均匀化,通过4种典型的LFR燃料组件模型对MCDESOF进行了数值验证。开展了LFR临界实验,将MCDESOF计算结果与测量结果进行对比,临界附近的反应性偏差小于100 pcm,安全棒价值偏差小于200 pcm,计算准确度达到与蒙特卡罗全堆建模计算的水平,所需的计算时间小于蒙特卡罗全堆建模计算时间的25%。

小型钠冷快堆电源建模及安全特性研究

为了研究小型钠冷快堆堆芯耦合斯特林动力转换系统的安全运行特性,文章基于RELAP/GSE联合MATLAB/Simulink平台建立了钠冷堆芯、一二回路钠系统、斯特林热电转换系统及辅助系统的全系统仿真模型,并通过斯特林效率分析以及参数稳态计算值与设计值的比较验证了仿真模型的合理性。通过对小型钠冷快堆典型事故工况进行仿真分析,结果表明,小型钠冷快堆电源具有良好的安全特性。该文章成果可为小型钠冷快堆核电源的总体设计、控制特性研究和事故分析提供工具和理论参考。

快堆燃料组件内精细功率分布的计算

堆芯热通道因子是堆芯热工设计及安全分析的一项重要参数,确定热通道因子需用中子学计算给出较准确的燃料组件内元件棒功率分布。在三维六角形几何节块扩散理论基础上,使用多项式重构的方法计算节块内中子通量密度分布和功率密度分布。针对快堆六角形燃料组件的特点,用小六角形积分的方法计算组件内元件棒功率,得到组件内各元件棒功率分布。在NAS程序基础上,编制了元件棒功率分布计算模块NAS-PIN。通过与蒙特卡罗程序的校验可发现,二者计算结果符合较好,计算精度可满足工程设计的需要。

极小样本下钠冷快堆主泵上部轴承可靠性评估方法对比分析

钠冷快堆主泵具有长寿命和高可靠性的要求,但由于研发和试验成本、试验周期以及试验条件等各方面因素的限制而无法进行大量试验。因此,针对目前钠泵上部轴承完成582次启停试验未失效的情况,使用了两种极小样本可靠性评估方法综合概率评估法、虚拟增广样本+Bootstrap方法,对上部轴承磨损寿命进行了可靠性评估。计算结果表明,综合概率分布评估法得到的部件综合概率密度函数更接近于真实的概率密度函数,虚拟增广样本方法的评估结果精度较高。分析结果为钠泵部件在极小样本情况下的可靠性评估提供了理论依据,在节省试验费用、减少试验次数、缩短研发周期等方面具有显著的工程意义,解决了只有一个试验数据时产品可靠性评定的难题。

世界小型核电反应堆现状及发展概况

小型反应堆按技术路线的不同大致可分为轻水堆、高温气冷堆、液态金属冷却快中子反应堆和熔盐反应堆四大类。文章描述了目前核电反应堆容量的状况,分析了小型化反应堆的现状和发展趋势,简要叙述了大型反应堆与小型反应堆的用途区别,并阐述了小型反应堆所具有的某些优势,及多个国家正在开发的小型核电反应堆的特点和状况。

堆泵浦3He-Ar-Xe激光体系小信号增益与效率实验研究

介绍了CFBR-Ⅱ堆泵浦He-Ar-Xe体系1.73mm波长激光小信号增益和泵浦效率的实验研究。在脉冲峰热中子注量率为6.91014cm-2 ?s-1、3He、Ar、Xe气体的比例为80.2∶19.3∶0.5,总压强为8.3×104Pa时,采用透射率从1.7%到10%的6个谐振腔输出镜均获得了激光输出。在谐振腔输出镜透射率为7%时,得到了激光脉冲峰功率为45mW,其对应的激光泵浦效率为1%。在此基础上,利用Rigrod分析方法拟合出3He-Ar-Xe体系激光的小信号增益为0.24%/cm,饱和光强为36W/cm2。

自然循环铅冷快堆无保护瞬态分析研究

基于系统分析程序ATHLET建立了100 MW小型自然循环铅冷快堆一回路主冷却系统分析模型,对超功率(UTOP)、失热阱(ULOHS)和超功率叠加失热阱(UTOP&ULOHS)这三类典型无保护事故分别进行了研究.结果显示:对于UTOP,燃料芯块和包壳的温度均先增大后减小,峰值温度小于安全限值并于700 s后达到新的稳态,反应堆热工安全裕量较小.对于ULOHS,反应堆在事故后400 s内实现了自动停堆,燃料芯块和包壳温度均远低于设计限值.对于UTOP和ULOHS叠加事故,反应堆的响应特性在事故初期与UTOP相似,在事故后期与ULOHS相似,且包壳最终稳定温度较UTOP更高,反应堆热工安全裕量最小.

用于海上钻井平台的小型钠冷快堆核电源概念设计方案

根据海上石油钻井平台用户电力需求的特点,介绍了一种基于斯特林热气机发电技术的小型钠冷快堆核电源设计方案,研究了小型钠冷快堆核电源的总体技术方案、主回路冷却系统以及关键设备设计方案,并给出小型钠冷快堆核电源的初步布置方案。研究结果表明:小型钠冷快堆核电源概念设计方案符合海上石油钻井平台用户需求的长周期换料、空间限制等特点。

金属氢化物在小型钠冷快堆屏蔽设计中的应用

为评估金属氢化物(氢化锂、氢化钛和氢化锆)在小型钠冷快堆中的屏蔽性能,使用一维离散纵标法(ANISN程序)模拟计算了屏蔽材料在小型钠冷快堆能谱下的屏蔽特性。屏蔽计算结果表明:氢化锂、氢化钛和氢化锆具有很好的屏蔽性能;将氢化锂与不锈钢、氢化钛或氢化锆与碳化硼混合,可改善这些金属氢化物的屏蔽性能。混合材料用于小型钠冷快堆的屏蔽,可显著减少反应堆系统的重量和体积。

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。

氢化锆用于小型钠冷快堆屏蔽的初步研究

为减少小型钠冷快堆(SSFR)堆侧的屏蔽厚度,本文选择氢化锆作为SSFR堆侧的屏蔽材料。使用一维离散纵标法(ANISN程序)计算了氢化锆在SSFR堆芯区能谱下的屏蔽特性,并计算了堆侧采用氢化锆和碳化硼的屏蔽厚度。结果表明:与堆侧采用碳化硼和不锈钢屏蔽相比,采用氢化锆和碳化硼屏蔽(碳化硼所占体积比小于0.3),屏蔽厚度减小了大约20%。氢化锆和碳化硼混合屏蔽材料具有很好的屏蔽性能,可减小SSFR堆侧的屏蔽厚度。

小型可运输长寿命铅铋冷却快堆堆芯设计研究

为满足偏远地区供电需求,提出了一种小型可运输长寿命铅铋冷却快堆(STLFR)堆芯设计方案,额定热功率为20 MW,在不换料条件下可运行18 EFPY(有效满功率年)。为减小堆芯体积,堆芯采用蜂窝煤型燃料组件,内设若干冷却剂管道,管外为燃料,实现了较高的堆芯燃料体积占比。为展平堆芯径向功率分布,将堆芯燃料区沿径向划分为三区,分别采用不同的冷却剂管道尺寸。为降低堆芯高度,设计使用含高富集度6Li的液态锂作为吸收体的液态吸收体控制系统。为降低初始剩余反应性,在堆芯控制组件与安全组件中布置两组固定式可替换吸收体,分别在堆芯燃耗1/3和2/3寿期时替换为固定式反射体。提出的堆芯设计方案在整个运行寿期内满足热工设计限值,控制系统和安全系统能独立满足堆芯控制和停堆要求。采用准静态反应性平衡方法对5种典型无保护事故工况进行分析,初步证明了堆芯具有固有安全特性。

钠冷快堆蒸汽发生器小泄漏事故中氢迁移行为研究

钠冷快堆采用钠-钠-水/蒸汽三回路传热模式,二回路钠与三回路水/蒸汽通过蒸汽发生器实现热交换。蒸汽发生器中传热管的微小破损都可能导致钠水反应。为了有效扼制小泄漏事故的扩展,需要及时发现泄漏的发生。本文建立了钠冷快堆蒸汽发生器小泄漏钠水反应一维计算模型,采用Fortran语言编写了一维分析程序,用于计算小泄漏钠水反应氢气产生、迁移过程,并与参考文献计算结果进行了对比。最后,针对蒸汽发生器一根传热管破损分析了泄漏率、钠温对氢离子和氢气在二回路钠中迁移行为的影响。可为钠冷快堆二回路小泄漏探测系统的布置提供参考。

全厂断电事故工况下小型铅铋快堆余热排出能力评价

小型铅铋快堆的非能动余热排出系统(PRHRS)主要是为应对全厂断电(SBO)事故,但目前并不确定该PRHRS能否有效带走堆芯衰变热以保证堆芯安全,因此开展了数值分析研究评价PRHRS的余热排出能力。本文使用RELAP54.0程序开展了小型铅铋快堆SBO事故热工水力分析,首先进行稳态计算,之后将稳态结果作为初值进行瞬态计算。研究结果表明:在整个SBO事故中,包壳峰值温度最高为820 K,主容器与保护容器壁面最高温度分别为792 K和769 K,均未超过安全限值,表明此PRHRS可有效应对小型铅铋快堆SBO事故。本文研究可为小型铅铋快堆PRHRS的工程设计奠定技术基础。

小型模块化快堆中含铪控制棒的设计与分析

快堆一般采用以碳化硼(B_(4)C)为吸收剂的控制棒进行反应性控制。小型模块化快堆中子泄漏率较大,增殖能力偏弱,单位燃耗反应性损失较大。模块化反应堆运行周期较长,且需要紧凑型堆芯设计,控制棒数量有限。因此,小型模块化快堆需要高10 B富集度的B_(4)C进行反应性控制。由于吸收剂燃耗深、功率密度高且导热能力受辐照削弱严重,B_(4)C的安全使用寿命有限。本文通过对比硼化铪(HfB_(2))、氢化铪(HfH_(1.62))和传统B_(4)C为吸收剂的控制棒的反应性价值、堆芯功率分布、堆芯反应性反馈系数、控制棒温度裕度与吸收剂燃耗深度,发现HfB 2有更高的安全裕度和更长的安全使用寿命。HfH_(1.62)控制棒略微改善了功率分布,但其高温氢气解离问题有待进一步研究。

长寿期小型铅基快堆反应性控制研究

长寿期小型铅基快堆寿期燃耗反应性损失较大,需要建立有效的反应性补偿手段。小型堆紧凑的堆芯布置制约了控制棒系统的设计,且过高的控制棒价值会带来堆芯安全隐患。本研究针对自主设计的长寿期小型铅基快堆LFR-180(寿期反应性波动为6681pcm,1pcm=10^(-5))开展反应性控制研究,探索基于可燃毒物实现反应性控制的方案,并进行事故瞬态安全特性分析。结果表明,以ZrH1.6为慢化剂,B4C为可燃毒物,在组件内联合布置,可将LFR-180寿期内反应性波动降低到575pcm。同时,该反应性控制方案显著提高了堆芯在控制棒意外提出(CRW)事故下堆芯的温度安全裕量,并保证了无保护一回路失流(ULOF)和无保护失热阱(ULOHS)事故下堆芯安全。本研究建立的可燃毒物控制方案能够应用于长寿期小型铅基快堆的反应性补偿。

小型钠冷快堆核电源负荷跟踪运行模式研究

基于RELAP/GSE联合MATLAB/Simulink平台,针对小型钠冷快堆耦合斯特林热电转换模块的方案开展仿真建模,以研究某小型钠冷快堆核电源系统的负荷跟踪运行能力及运行模式。针对负荷阶跃且无控制系统介入的极端情况,分层次考验核电源各回路系统的负荷跟踪能力,同时提出适应负荷跟踪模式下的控制方案并进行验证。仿真结果表明,该电源系统可承受±10%的负荷阶跃变化,具有较强的配合电网调峰的负荷跟踪能力。同时,本研究提出了该电源系统负荷跟踪运行模式的两套协调控制方案,通过仿真分析和比选给出了适用于小型钠冷快堆电源负荷跟踪运行模式的协调控制方案。

小型自然循环铅冷快堆无保护最热组件局部堵流瞬态分析

铅冷快堆内液态重金属的腐蚀作用严重制约铅冷快堆技术发展。基于程序ATHLET建立100MW小型模块化自然循环铅冷快堆SNCLFR-100一回路主冷却系统模型,对无保护最热组件局部堵流事故开展瞬态热工安全分析。结果显示,当阻塞率β达到0.6时,最热组件内冷却剂流量将降为额定流量的50%左右,而最热棒包壳最高温度将达到650℃。当β达到0.9时,最热组件内冷却剂流量将降为额定流量的12.6%左右,包壳最高温度将超过包壳材料熔点1400℃,此时最热组件内将出现包壳熔化现象。

快堆蒸汽发生器小泄漏氢扩散数值模拟

为了通过微氢泄漏探测系统正确判断快堆蒸汽发生器水 /水蒸汽小泄漏 ,建立了快堆蒸汽发生器水 /水蒸汽向钠泄漏后钠水反应产生的氢沿蒸汽发生器扩散的数值模型。假设为大孔隙多孔介质 ,模拟钠在蒸汽发生器内的流动 ,引入体积孔隙率 ,面渗透率和分布阻力来模拟管束、支撑板对钠流动的扰动。根据钠水 /水蒸汽反应生成的氢气和氢氧化钠在钠中离解动力特性 ,建立氢离子和氢氧根离子的扩散方程。钠回路蒸汽发生器的注水模拟水 /水蒸汽泄漏实验表明

小型自然循环铅冷快堆超功率失热阱并发瞬态分析

基于100 MW级小型自然循环铅冷快堆(SNCLFR-100)建立一回路冷却系统模型,利用RELAP5程序进行初始稳态运行验证。对有/无保护超功率失热阱并发、有保护超功率失热阱并发事故进行瞬态安全分析。结果显示:在有保护超功率失热阱并发事故过程中,停堆保护作用使反应堆处于安全状态;而对于无保护情况,由于反应性负反馈作用,500 s内反应堆实现自动停堆,冷却剂、包壳及燃料芯块温度均低于安全限值。瞬态模拟验证了该新型反应堆良好的自然循环特性与固有安全性。