Design and flow field analysis for visualization experiment facility of pebble bed based on molten salt reactor

Molten salt pebble bed reactor is one of the sixth-generation Ⅳ reactor types. To investigate the mechanical behavior of the fuel pebbles in the core, a visualization experiment facility of pebble bed(VEFPB) is designed. To obtain a uniform flow field of the core and analyze the influence of the flow field on the structure of the pebble bed, computational fluid dynamics software Fluent is used to simulate the flow field distribution of the core of VEFPB. The simulation results show that the disturbance at the bottom of the pebble bed is proportional to the flow velocity of the inlet pipe, and the flow velocity close to the inlet side is more significant than that in other parts; the design of the cylinder bottom plate with holes of different sizes can effectively reduce the flow velocity and the disturbance at the bottom of the pebble bed. In addition,according to the velocity contours of the core of VEFPB, it is observed that the flow field distribution of the core is considerably uniform except at the bottom of the pebble bed. This ensures the stability of the pebble bed and verifies the rationality of the design of VEFPB. This study provides the technical support and reference for the flow field analysis of the core of molten salt pebble bed reactor.

钍铀燃料循环专用核数据库CENDL-TMSR-V1的基准检验

中国科学院上海应用物理研究所委托中国核数据中心研制了钍铀燃料循环专用核数据库CENDL-TMSR-V1,用于钍基熔盐实验堆的临界计算及屏蔽设计。为验证该数据库的可靠性,根据钍基熔盐实验堆的特点,从国际核临界安全手册中挑选了一系列基准实验装置进行基准检验。检验结果表明,绝大部分基准装置的k eff计算结果与实验数据的相对误差在0.5%以内,证明CENDL-TMSR-V1具有较好的可靠性和适用性,可用于钍基熔盐实验堆的物理设计。

TMSR核功率控制系统的PID设计与仿真

功率控制系统(Power Control System,PCS)是反应堆控制系统(Reactor Control System,RCS)的重要组成部分,它完成功率提升、功率保持与功率调节的作用。在钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)核能系统固态堆设计方案中,功率控制器根据实测功率与设定功率值之间的偏差和偏差的变化趋势,按照经典的比例-积分-微分(Proportional Integral Derivative,PID)控制算法,给出调节控制棒的运动距离和运动方向等信号。PCS的PID算法设计与基于反应堆中子物理、热工及控制棒的传动性能构成的闭环控制系统的特性有关,其不同参数的确定与系统的静态和动态性能指标的要求相对应。本文从控制的角度出发,在已有的控制棒样机中设计的棒控棒位系统及相关中子物理的基础上对PCS的PID算法进行多层次仿真与参数分析,并对系统的可控性与可测性进行分析验证。分析及仿真结果表明两种控制模型下的系统均是完全可控及完全可测的,在合适的PID参数集下均能体现响应的快速性及系统的良好鲁棒性和抗干扰能力,具有实际的应用意义。

面向对象的TMSR设计数据管理平台

为提高研究堆工程的协同设计能力,通过调研核电设计院的工作流方法、协同管理方式和软件平台的功能架构,建立了钍基熔盐堆核能系统(TMSR)项目计划管理、流程控制、质量监督为核心的设计数据管理平台,实现了面向对象的设计元数据结构。提出了“从点入手、以点带线、以线促面”的设计管理方法,利用Postgres数据库、Node.js数据交互和Web端数据可视化的技术,实现了元数据的上传、共享、管控、多维度信息统计等操作,以及基于时间轴设计数据的追溯和控制。最终模拟应用在钍基熔盐堆仿真验证装置上,通过设计文件的计划清单管理、开口项管理和接口管理等活动,证明了该系统数据模型设计的可行性。

基于数字孪生的TMSR-SF0数据监控与可视化方案

目前核电运行管理系统存在数据接口不统一、设备状态数字化表达程度差等缺陷,为适应未来智慧核电的需要,将数字孪生理论与实时数据对接技术、图形可视化手段相结合,基于钍基熔盐固态仿真堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF0)实例,提出一套完整的数据监控与可视化技术方案。首先,建立熔盐堆反应装置数字映射模型,并完成在Unity引擎的模型对接及虚拟场景渲染;其次,基于Node-EPICS事件驱动与Socket.io套接字实现时空数据关联;最后,基于XCharts可视化框架提出集中显示实时数据的可视化方法,保证数据的可解释性,便于对数据的实时分析。经实践验证,该方案为TMSR-SF0的数据监控系统开发提供了有效技术支撑,数据更新周期为100 ms,且具备全流程数据采集、网络通信、图元动态展示等功能,有助于操作人员对核反应装置的在线监视与运行管理,为核电领域监控技术的数字化转型发展提供了参考。

He^+离子辐照后Hastelloy N合金的耐腐蚀性研究

高温、辐照以及强腐蚀所引起的Hastelloy N合金的失效问题是影响熔盐堆(Molten Salt Reactor,MSR)结构材料使用寿命中的关键问题。在常温下用4.5 MeV的He+离子辐照Hastelloy N合金,吸收剂量分别为:1×1015 He+·cm-2、5×1015He+·cm-2、1×1016 He+·cm-2,采用浸入法在700°C熔融氟化盐(FLiNaK)中进行300 h腐蚀试验,研究辐照剂量对合金耐腐蚀性的影响。利用扫描电子显微(Scanning Electron microscope,SEM)、同步辐射微束X射线荧光分析(Microbeam X-ray fluorescence,μ-XRF)对腐蚀后的样品进行分析测试。结果表明,随着辐照剂量的增大,合金的耐腐蚀性逐渐减弱。μ-XRF结果表明:Hastelloy N合金在熔融氟化盐中的腐蚀主要表现为合金中Cr元素的流失。

熔盐实验堆堆芯结构变化对反应性的影响分析

熔盐堆采用液态燃料,由于燃料的流动性,堆芯结构的变化会直接影响堆芯活性区的燃料盐装载量,从而影响堆芯物理特性参数。本文基于蒙特卡罗程序MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code),以2 MW液态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel,TMSR-LF1)设计模型为参考,系统研究了套管破裂、石墨构件移动、石墨破损、燃料盐浸渗度等因素对堆芯反应性的影响。结果表明:对于堆芯套管破裂,堆芯引入正反应性,破裂位置离堆芯中心越近,引入的反应性越大;对于石墨构件移动,随着扇形石墨构件向外移动,堆芯反应性增加;对于堆芯石墨破损,破损发生后,原燃料盐流道被石墨堵住时,则堆芯反应性减小;对于堆芯石墨破损,破损发生后,新燃料盐流道形成时,当石墨破损半径较小时,堆芯反应性会增加,当石墨破损半径较大时,堆芯反应性会减小。对于堆芯石墨发生燃料盐浸渗,堆芯反应性增加,且燃料盐渗入量越大,反应性变化越大。本研究为2 MW TMSR-LF1安全分析提供参考依据。

不同燃料组合在液态氟盐冷却高温堆中的物理性能研究

液态氟盐冷却高温堆是第四代反应堆中的一种具有极大优势的堆型,对其燃料的研究工作具有重要的意义。本工作采用SCALE5.1程序包,对六种不同燃料组合在高温球床堆中的物理性能进行了研究,分别比较了剩余反应性、等效满功率运行天数、燃耗和中子能谱等重要参数。结果显示,采用233U或235U启堆时,使用232Th的实际转换成裂变材料的量不如使用238U转换的多,并会消耗更多的核燃料;采用239Pu启堆时,使用232Th可使反应堆维持较长的时间,而使用238U却导致反应堆很快不能自持。研究表明,从节约核燃料和延长堆芯寿期的角度看,在不进行在线换料后处理的情况下,232Th在热堆中的表现不如238U,但在超热堆中238U的表现不如232Th。

紧急停堆棒落棒时间对熔盐堆反应性引入瞬态的影响

紧急停堆棒落棒时间是影响反应堆安全特性的重要参数,以2 MW钍基熔盐堆为研究对象,采用RELAP5-TMSR(Reactor Excursion and Leak Analysis Program-Thorium Molten Salt Reactor)程序,建立熔盐堆系统的瞬态行为分析模型,对控制棒提棒速度的敏感性进行分析,并重点分析探索紧急停堆棒落棒时间对熔盐堆反应性引入瞬态后果的影响规律。结果表明:即使紧急停堆棒落棒时间达到10 min,哈氏合金的最高温度也仅为708.2℃,燃料盐最高温度为709.2℃,均低于安全允许限值,表明该熔盐堆具有良好的应对反应性引入事件的能力。

含在线处理的熔盐堆源项计算

熔盐堆是第四代国际核能论坛推荐的6种先进四代堆之一,具有良好的中子经济性、固有安全性、可在线后处理等特点。基于熔盐燃料和冷却剂的流动性,熔盐堆可对堆内产生的放射性气体进行在线移除,周期性地从熔盐泵中除去135Xe和85Kr等中子毒物,以提高燃料循环过程中的中子经济性。目前主要的源项计算软件并不完全适用于熔盐堆在线除气情况下的源项计算,为了解熔盐堆在线处理情况下的源项分布,为熔盐堆辐射防护设计提供参考依据,并验证熔盐堆在线处理情况下源项计算方法的可行性和计算结果的可靠性,采用实际运行过的美国橡树岭国家实验室熔盐实验堆(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE)参数,应用自主开发的PostTRITON程序计算了含在线处理情况下的源项,分析了熔盐堆裂变产物产额及氚的产生情况,并应用SCALE5.1软件包中TRITON模块计算了无在线处理情况下的源项,分析了数据偏差的原因,并与橡树岭国家实验室的计算数据进行了比较,计算结果在±8%的范围内符合一致。通过本研究,验证了在线处理下熔盐堆源项计算方法的可行性和结果的可靠性,可为熔盐堆的辐射防护设计提供重要的参考。

熔盐堆中燃料流动对缓发中子的影响分析

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。

熔盐实验堆备用停堆方案及其可行性分析

反应性控制系统的设计是反应堆物理设计的主要内容之一。熔盐堆采用熔融的氟化盐混合物作为燃料,由于核燃料的特殊性,熔盐堆在反应堆设计方面与传统固体燃料反应堆有着较大区别。本文鉴于熔盐堆的特殊性,针对2MW液态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel,TMSR-LF1),提出多种停堆方式,包括排燃料盐、套管中注中子毒物、改变燃料盐成分、改变堆芯石墨栅元数,并进行了计算分析。分析结果表明:往套管中注入中子毒物是在控制棒失效的情况下很好的替换停堆方式;燃料盐成分可调,是熔盐堆本身具有的特点,因此往燃料盐中添加BF3、LiF-BeF2-ZrF4、LiF-ThF4,是调节堆芯反应性很好的方式;改变石墨栅元数也可以使反应堆停堆。本研究分析可以为熔盐堆停堆方式提供技术储备和理论参考。

液态熔盐堆堆芯功率内模控制器设计与仿真

内模控制是一种基于过程数学模型进行控制器设计的新型控制策略,具有结构简单、设计直观、无需精确的数学模型、在线调整参数少等优点。为探索内模控制在反应堆控制领域中的应用,以熔盐实验堆堆芯功率控制为例,通过建立熔盐实验堆一回路系统线性化模型,采用内模控制技术,结合粒子群优化算法设计堆芯功率内模控制器。并基于MATLAB/Simulink建立熔盐实验堆一回路仿真系统,开展熔盐实验堆堆芯阶跃反应性扰动下的功率控制研究。结果表明,所设计的堆芯功率内模控制器可很好地控制堆芯功率,实现系统的快速稳定。

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。

小型模块化熔盐堆误提棒ATWS事故分析

误提棒未能紧急停堆(Anticipated Transient Without Scram,ATWS)事故是熔盐堆的超设计基准事故之一,以125 MW液态熔盐堆为研究对象,采用RELAP5-TMSR(Reactor Excursion and Leak Analysis Program Thorium Salt Reactor)程序,针对误提棒ATWS事故,选取三种停堆策略分析反应堆功率和熔盐温度等关键参数的变化。此外对反应性引入价值、提棒速度和温度系数等若干重要因素也开展了相应的敏感性分析。分析结果表明:维持一回路主泵运行、关闭二回路主泵和三回路风机的停堆策略是三种策略中堆芯熔盐温度最低的;在仅维持一回路主泵运行的情况下,温度极值与反应性引入价值、引入速率及温度反应性系数密切相关,温度峰值随反应性引入价值和提棒速度的增加而增大。

基于Dragon与Donjon程序的液态熔盐实验堆临界计算与分析

基于组件输运程序Dragon与堆芯节块法程序Donjon,对包含有上下熔盐腔室、控制棒、实验孔道与中子源孔道的液态熔盐实验堆堆芯进行了计算与分析,给出了液态熔盐实验堆不同组件的等效均匀化模型。根据液态熔盐实验堆特性将中子能群划分为5种少群能群结构,基于所划分的每一种少群能群结构,对单根控制棒与不同控制棒组插入堆芯后的有效增殖因数和控制棒价值进行了计算分析。结果表明,7群能群结构具有更好的计算结果。基于7群能群结构开展了堆芯径向与纵向功率分布,以及控制棒拔出后堆芯的温度反应性系数计算分析,其计算结果与MCNP5计算结果相近,证明了模型等效的合理性以及Dragon和Donjon程序对液态熔盐实验堆的适用性。

基于GPU的三维扩散方程在反应堆计算中的应用

本文介绍了基于统一计算设备架构(Compute Unified Device Architecture,CUDA)的图形处理器(Graphic Processing Unit,GPU)计算环境在钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)设计平台的建立,并将反应堆球场计算软件SRAC(Structure Research and Analysic Corporation)的中子三维扩散计算模块移植到GPU上进行测试及结果验证。采用中心点差分方法推导出三维扩散计算的差分方程,并用超松弛迭代法(Successive Over Relaxation Method,SOR)求解φ,研究了SOR迭代算法的并行实现过程。结果表明,移植的GPU模块部分计算正确,计算速度得到有效提升,验证了TMSR设计平台在GPU计算环境下可正常工作。

实时在线监控系统的三维可视化方案

为解决核反应堆辐射及不可接近环境下工人运维的技术难题,融合新一代信息技术,将数字孪生技术与工业互联技术相结合,提出了一套三维数据可视化实现方案,解决了数字孪生应用中三维模型呈现、实时数据对接、模型算法软件对接,以及数据可视化等关键问题。首先,利用3D StudioMax、SolidWorks等建模软件构建三维模型,并结合前端设计、虚拟场景渲染等技术,实现数字孪生可视化场景构建;其次,基于Node.js运行环境搭建WebSocket服务器,并通过Node-EPICS事件驱动读取实验物理和工业控制系统(EPICS)的过程变量,实现对设备支持层数据更新事件的监听;最后,利用Socket.io套接字创建双向数据通道实现服务器到Unity客户端的实时数据传输。使用该方案构建的反应堆三维监控系统现已应用于中国科学院(CAS)钍基熔盐堆(TMSR)核能项目,该系统实现了核反应设备结构及物理特性在虚拟环境中的数字映射,具备网络通信、数据显示等功能,且数据更新周期达到100 ms,有助于监控人员掌握现场实际情况与指导运维检修。

熔盐堆HTS实验回路加热器系统辨识

熔盐加热器是熔盐实验回路加热系统建模的对象。在MATLAB环境下,采用系统辨识方法对实验回路加热器进行数学建模,通过确定模型阶次、计算模型参数、检验模型精度,最后推导出加热器传递函数模型,此模型在允许误差范围内是精确的,基本能够反映实际系统的特性。