固态熔盐堆全厂断电ATWS事故工况下的堆芯安全探讨

利用修改后的适用于固态熔盐堆的RELAP5/MOD4.0系统分析程序,对固态熔盐堆全厂断电ATWS(Anticipated Transient Without Scram)事故进行了分析。主回路系统进行了合理简化建模,模拟系统在全厂断电ATWS事故时非能动余热排出系统有效与否两种情况下的瞬态响应过程。分析结果表明:非能动余热排出系统在全厂断电ATWS事故初期作用不明显,但长期作用较明显,投入使用后最终将使堆芯温度和主冷却剂温度达到稳定;对于固态熔盐堆来说,即使非能动余热排出系统失效,燃料元件温度上升也很缓慢,给人员干预采取必要措施提供了超过20天的宽限时间。分析结果表明了固态熔盐堆在应对极端事件时具有高的安全性。

MCNP5在固态燃料熔盐堆功率分布计算的应用

采用蒙特卡罗输运程序MCNP5对固态燃料熔盐实验堆(TMSR-SF1)能量沉积比例及功率分布进行了计算分析。针对MCNP5不能处理缓发β及缓发γ的能量沉积问题进行了类比等效处理。对固态燃料熔盐实验堆在寿期初、寿期中、寿期末相应的能量沉积比例及功率分布进行了研究。通过计算发现,固态燃料熔盐实验堆内燃料球相比于压水堆棒状燃料元件(95%~97%左右)而言,能量沉积比例有所偏小,约为93%。同时,由于堆芯功率分布均匀,功率峰因子较小(约1.5),堆芯安全性较好。

固态钍基熔盐堆堆芯物理参数计算

针对中国科学院设计的2 MW固态钍基熔盐堆(TMSR-SF)堆芯,采用蒙特卡罗程序MCNP精确描述堆芯TRISO包覆燃料颗粒、燃料球排布,建立了包含燃料元件、熔盐冷却剂、石墨反射层、中心石墨通道、控制棒及反射层通道的三维全堆芯模型,计算了TMSR-SF初始有效增殖因数、中子能谱、功率分布、控制系统价值、停堆裕量、反应性系数、中子动力学参数等堆芯物理参数,为TMSR-SF的物理优化及热工安全分析提供必要的参数。

不同燃料球排布方式下熔盐堆堆芯流动和换热特性研究

固态燃料熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)的堆芯是由燃料石墨球随机堆积而成的,在分析中建立随机堆积的小球模型存在较大困难和不确定性,通常假设为规则的排布方式。利用计算流体力学分析程序,选取了面心立方和体心立方两种规则的小球排布方式进行建模,分析不同排布方式下堆芯流动和换热的特性。结果表明,面心立方排布下的流线呈现出周期性弯曲,小球中心最高温度为1 153 K,总压降为1 323 Pa,体心立方排布下的流线大体呈直线,小球中心最高温度为1 155 K,总压降为574 Pa,面心立方排布的流动压降明显大于体心立方排布。对于单个中间小球,面心立方排布的小球表面温度分布更均匀,热点温度更低,但熔盐从燃料球底部流动到顶部的压降更大。

固态燃料熔盐堆自适应功率控制器设计及分析

钍基熔盐堆核能系统(Thorium-based Molten Salt Reactor,TMSR)是中国科学院首批启动实施的战略性先导科技专项,旨在研发第四代反应堆核能系统。固态燃料钍基熔盐实验堆(The Solid Fuel Thorium-based Molten Salt Experimental Reactor,TMSR-SF1)是一个10 MW热功率的氟盐冷却球床堆,目前已经完成方案设计和初步工程设计。功率控制系统是反应堆一个关键控制系统,实现反应堆正常启动、功率运行和正常停堆功能,对保证反应堆安全和稳定运行起着极其重要的作用。根据TMSR-SF1运行控制要求,结合自适应控制理论,基于Lyapunov稳定性理论设计了一种TMSR-SF1模型参考自适应功率控制器。基于TMSR仿真平台,使用MATLAB/Simulink建立了自适应功率控制系统模型,并开展了控制器特性分析。结果表明,自适应功率控制器具备良好的负荷跟随能力,抗干扰能力强、稳定性好、可靠性高,能够满足TMSR-SF1功率控制的要求,确保堆芯的输出功率与功率设定值相匹配。

固态钍基熔盐堆中^14C的产生及释放探讨

熔盐堆作为第四代反应堆论坛推荐的6种候选堆型之一,具有输出温度高、能量密度高、无水冷却等特点。固态钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor with Solid Fuel,TMSR-SF1)堆芯大部分结构材料为石墨,冷却剂杂质及石墨材料中的13C和杂质N、O易被活化产生14C。14C半衰期较长,同其他稳态核素12C、13C一样广泛参与各种复杂的生物循环,在反应堆中受到关注。TMSR-SF1中的14C广泛分布于冷却剂、堆芯石墨结构材料和燃料元件。本文采用输运燃耗耦合方法,应用SCALE6.1的TRITION控制模块对反应堆各区域的14C放射性活度进行计算分析,结果表明,反应堆在正常运行工况下一回路每年产生的14C放射性活度为0.34 TBq,满足现有的压水堆、重水堆管理限值要求。向环境释放的14C主要来自于一回路熔盐中N杂质的活化。

固态燃料熔盐堆稳态核热耦合程序开发

基于中子物理计算程序包SRAC与计算流体力学软件CFX,开发了稳态情况下固态燃料熔盐堆的核热耦合程序SCBAT,解决了一般稳态3D物理-3D热工耦合程序因网格类型不同难以耦合的问题,程序具有普适性。SCBAT通过SRAC和CFX之间的数据交换实现稳态核热耦合,可将SRAC计算的功率场加载到CFX的求解文件中,将CFX计算的温度场加载到SRAC的输入卡中,此外具备带控制棒临界搜索的燃耗计算功能。分模块验证了SCBAT的有效性,并用SCBAT对10 MW固态燃料熔盐堆进行了稳态核热耦合计算,验证了核热耦合方法的有效性。

HFETR辐照石墨材料中子注量验证试验

钍基熔盐堆石墨材料辐照考验目标为:中子注量为5×10^(20)cm^(-2)(±15%)(E>0.1 Me V),堆内辐照试验温度650℃(允许偏差±50℃)。为了满足辐照考验要求,在高通量工程试验反应堆(HFETR)第92-I炉的K07孔道进行辐照验证试验。该验证试验辐照装置采用分段构成的型式,主要由辅助密封段、辐照试验段、气管组件3部分构成,辐照罐外围为去离子水,辐照罐内为惰性气体用于控制辐照试验温度。使用MCNP程序对各样品中子注量进行预示计算,同时在辐照装置阳面和阴面都布置了探测器进行中子注量测量。试验表明:在辐照试验过程中,在辐照装置调气系统最佳导热模式下辐照温度略高于上限700℃;利用MCNP程序预示计算中子注量结果为5.7×10^(20)cm^(-2)(E>0.1 Me V),而中子注量测量结果为4.83×10^(20)cm^(-2)(E>0.1 Me V),基本满足石墨材料辐照考验中子注量要求。