钍铀循环专用核数据库CENDL-TMSR

钍基熔盐堆核能系统(TMSR)为第四代先进核能系统,需要更先进、更可靠的物理设计,而核数据的可靠性对于核设计精度有着至关重要的影响.受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循环专用核数据库CENDL-TMSR,包括微观评价核数据库和宏观参数库,以用于钍基熔盐实验堆的临界计算以及屏蔽设计.为验证钍铀循环专用核数据库的可靠性与适用性,对该库进行了临界基准检验与屏蔽基准检验.临界检验结果表明,绝大部分基准装置的keff计算值与实验值的相对误差都在0.5%之内,表明该数据库是可靠的,可用于钍基熔盐实验堆的物理设计.屏蔽计算结果与实验数据基本吻合,整体性能优于其他评价核数据库.     

控制棒位置及局部温度扰动对熔盐堆有效倍增因数的影响

熔盐堆是第四代反应堆中唯一一种以液体为燃料的反应堆,因此对于熔盐堆反应性的研究不同于其他反应堆。基于蒙特卡洛方法,利用Monte Carlo N-Particle(MCNP)软件模拟控制棒在堆芯径向不同位置及轴向不同插入深度对熔盐堆堆芯有效倍增因数的影响。随后将熔盐堆堆芯由上到下划分成八个区域,分别计算熔盐与石墨在八个不同区域发生多普勒效应,以及发生膨胀效应对整个堆芯的有效倍增因数的影响。结果表明控制棒位于熔盐堆不同位置对反应堆有效倍增因数影响不同,沿径向21.21 cm处插入深度80 cm时控制棒有效利用价值最高。熔盐在不同区域发生多普勒效应时,顶部和底部对反应堆有效倍增因数影响相对较大。不同区域熔盐发生膨胀效应时,轴向中心处对有效倍增因数的影响相对较大。石墨发生局部温度扰动对有效倍增因数的影响较小。     

控制棒位置及局部温度扰动对熔盐堆有效倍增因数影响的研究

熔盐堆是第四代反应堆中唯一一种以液体为燃料的反应堆,因此对于熔盐堆反应性的研究不同于其他反应堆。基于蒙特卡洛方法,利用 Monte Carlo N-Particle(MCNP)软件模拟控制棒在堆芯径向不同位置及轴向不同插入深度对熔盐堆堆芯有效倍增因数的影响。随后将熔盐堆堆芯由上到下划分成八个区域,分别计算熔盐与石墨在八个不同区域发生多普勒效应以及发生膨胀效应对整个堆芯的有效倍增因数的影响。结果表明控制棒位于熔盐堆不同位置对反应堆有效倍增因数影响不同,沿径向21.21 cm处插入深度80 cm时控制棒有效利用价值最高。熔盐在不同区域发生多普勒效应时,顶部和底部对反应堆有效倍增因数影响相对较大。不同区域熔盐发生膨胀效应时,轴向中心处对有效倍增因数的影响相对较大。石墨发生局部温度扰动对有效倍增因数的影响较小。     

钍基熔盐堆关键材料的辐照损伤研究进展

熔盐堆是第4代核电站的主力堆型之一,也是唯一的液体燃料反应堆,其高温、氟化物熔盐腐蚀及中子辐照等极端环境对其关键材料(包括结构材料以及核石墨材料)的综合性能提出了苛刻的要求。辐照损伤会严重影响材料的机械性能和耐腐蚀性能,是熔盐堆关键材料面临的重要问题之一。从熔盐堆工况特点及其对材料的基本需求出发,综述了熔盐堆关键材料研究进展,并重点介绍了国内外熔盐堆关键候选材料的辐照损伤研究进展,指出了其辐照损伤的研究现状及存在的问题。     

考虑空间效应的熔盐堆核热耦合二维动态模拟

熔盐堆堆芯物理分析不同于传统的固体燃料反应堆,由于燃料流动的特点,堆芯中缓发中子先驱核浓度不仅与中子通量分布相关,还受到燃料盐流动的影响。针对熔盐堆堆芯中多物理场非线性耦合的特性,采用点堆模型方程与二维对流扩散方程、热流体动力学方程相结合建立耦合模型,求解二维稳态条件下熔盐堆堆芯主要物理参数分布,并在稳态条件基础上研究堆芯模型引入3种阶跃扰动后堆芯燃料盐温度在温度负反馈作用下的动态变化过程。结果表明,堆芯在温度负反馈作用下能够快速达到稳定,模型将燃料盐流动特性和缓发中子先驱核浓度空间效应考虑在内,更加接近熔盐堆堆芯真实情况。     

熔盐反应堆堆芯动态特性的计算分析

基于点堆动力学和热平衡原理建立熔盐堆堆芯仿真模型,模拟了熔盐实验堆MSRE入口温度恒定工况下,引入50 pcm阶跃反应性后的功率瞬态及温度瞬态.计算结果表明,在小的正反应性引入情况下,堆芯功率一开始将快速增长,但由于负的温度反应性反馈,堆芯功率很快又会下降,并最终维持在比原先功率略高的新功率水平;熔盐温度的变化趋势与堆芯功率类似：由于石墨的温度主要来自熔盐向石墨的传热,因此在反应性引入后,石墨的温度一直上升并逐渐稳定在新的温度水平.本文计算结果与ORNL的结果在趋势上吻合较好,验证了物理模型和数值方法的正确性,为开展熔盐堆系统瞬态特性研究奠定了基础.     

第四代核能系统铅基反应堆前景展望

 作为一种可大规模替代化石燃料的清洁能源,核能在目前的世界能源结构中占有重要地位。然而,由于现有大规模应用的热中子反应堆存在资源利用率低、放射性废物不断积累和潜在核安全问题,开发更加清洁、高效、安全的新型核能系统对核能可持续发展意义重大。2014 年1 月,“第四代核能系统国际论坛组织(GIF)”官方发布的“第四代核能系统技术路线更新图”显示,在第四代核能系统6 种堆型中,铅冷快堆预计于2021 年率先实现工业示范应用。     

基于CFD方法的氟盐冷却高温堆安全限值研究

氟盐冷却高温堆（FHR）是近年提出的一种新概念反应堆,继承了第四代反应堆和压水堆的技术特点,具有较高的经济性和安全性。本文以上海应用物理研究所设计的球床FHR（PB-FHR）为研究对象,采用CFD方法,建立了堆芯多孔介质模型,考虑了因燃料球堆积对冷却剂流动所产生的阻力作用,开展了PB-FHR热工水力安全限值研究,获得了两种不同工况下,满足堆芯入口温度、堆芯出口温度、冷却剂最高温度和燃料球中心最高温度限制的安全运行区间。研究对于PB-FHR的设计优化以及安全评审具有借鉴意义。     

控制棒掉落时对熔盐堆的瞬态分析

新概念熔盐堆在固有安全性、经济性等方面具有其它反应堆无法比拟的优点。但是,熔盐堆的开发利用也面临不少问题。本文主要研究控制棒掉落瞬时,熔盐堆堆芯内温度、中子通量及缓发中子先驱核的分布情况,进而可以为熔盐堆的安全性分析提供一定程度的参考。本文采用Comsol Multiphysics来研究熔盐堆堆芯区域,通过求解偏微分方程组来获得所需物理量的分布,其中扩散方程中忽略了熔盐流动对中子通量分布的影响。可以得到结论为燃料盐的流动对中子通量的影响较小,但是对于缓发中子先驱核的影响较为显著。     

钍铀燃料快谱系统中Pa233的特性

镤(Pa233)是钍铀燃料转换链中的重要核素,有着较长的半衰期(27.4 d)和较大的中子吸收截面,对于Th232到U233的转换率、钍铀燃料堆芯的运行都有着重大影响.在已有的使用钍燃料的热堆设计中,普遍对Pa233的这一特性作出了反应堆运行上的调整.该文利用基于Monte-Carlo方法的MCBurn程序系统,研究了Pa233核素在快中子能谱条件下的表现和对反应堆物理性能的影响,得到了Pa233核素在快谱和热谱下的不同性能对比,说明了Pa233对燃料转换比、反应堆开堆和停堆后反应性变化的重要影响,为钍基快堆及长寿命堆的设计提供了参考依据.     

SCWR for Future LargeScale Nuclear Power Generation

The ambitious nuclear power program motivates the Chinese nuclear community to develop advanced reactor concepts of generation IV, in order to ensure the longterm, stable and sustainable development of nuclear power. The supercritical watercooled reactor (SCWR) has favorable features in economics, sustainability and technology availability. It is the logical extension of the existing PWR technology and has very promising perspectives in largescale power generation in China. This paper describes the main features of SCWR. New designs of SCWR core structure and fuel assemblies are proposed. Preliminary analysis using a coupled neutronphysics/thermalhydraulics method is carried out and shows a good feasibility of the new design proposal.     

核级调节控制在出口核电项目中的实现

核电站控制室系统需要提供安全级(1E级)控制手段以维持电厂的安全运行。在ACP1000等国产化三代核电的出口项目中,由于受到出口禁运的限制,无法使用国外供货商的设备来实现相关设计。因此,需要以国内现有供货商的产品为基础,开发对应的核级控制功能实现方案。本文基于ACP1000机组的调节控制功能需求,以及国内核级仪控产品的规格和性能,给出了核级调节控制功能的国产化实现方案。该方案将数字化控制手段与常规后备控制手段结合在一起,并实现了各种控制手段和模式之间的无扰切换。对于该方案,本文以ACP1000机组的汽机旁路系统大气排放阀的控制为例,实现了该设备在主控制室和远程停堆站的控制功能,并结合设备规格分析了该方案的性能。通过实例及其性能分析可以看出,本文提出的设计方案满足控制室系统的功能需求,并针对工艺系统的特殊控制要求具有良好的适用性,为国产化三代核电技术的出口提供了技术保障。     

全球核能科技前沿综述

 讨论了核能前沿科技领域所取得的科技研究与重要工程项目进展，重点介绍了核电建设与发展、小型模块堆技术、聚变反应堆、空间动力堆、事故容错燃料，数值反应堆等方面的研究及开发进展。在海、陆、空均有良好应用前景的小型反应堆，将在传统商用核电以外开辟核能利用的新天地。而先进燃料设计、高精度数值模拟等技术则是未来核能安全保障的重要发展方向。随着技术的进一步革新和技术路线的多样化，呈多元化发展态势的核能预期仍将在全球能源结构中占据重要地位。     

基于浮动式核电站的严重事故源项分析评估技术体系研究

目前针对陆地核电站严重事故开展的源项分析不完全适用于浮动式核电站。以浮动核电站严重事故为研究领域,基于对国内外核电站、研究堆、船用堆源项分析方法和后果评价方法的相关研究,根据浮动核电站的特点,确定了严重事故源项分析计算软件和计算方法,构建出源项分析技术路线图,从而建立了基于浮动核电站严重事故的“MELCOR耦合FLUENT-MACCS”源项评估技术体系。为浮动式核电站的安全运行、安全审评及环境评价提供放射性源项方面的数据支持,为核应急决策提供进一步的理论基础。     

全球核能科技前沿综述

 讨论了核能前沿科技领域所取得的科技研究与重要工程项目进展，重点介绍了核电建设与发展、小型模块堆技术、聚变反应堆、空间动力堆、事故容错燃料，数值反应堆等方面的研究及开发进展。在海、陆、空均有良好应用前景的小型反应堆，将在传统商用核电以外开辟核能利用的新天地。而先进燃料设计、高精度数值模拟等技术则是未来核能安全保障的重要发展方向。随着技术的进一步革新和技术路线的多样化，呈多元化发展态势的核能预期仍将在全球能源结构中占据重要地位。     

不同热管工质对热管冷却反应堆堆芯物理参数的影响与分析

热管冷却反应堆采用非能动传热技术,热响应速度快,可避免堆芯单点失效,具有功率密度大、寿命长、环境适应性强、工作性能稳定等特点,是目前空间核反应堆研究的热点。本文基于清华大学开发的反应堆蒙特卡洛中子输运程序RMC (Reactor Monte Carlo code),以美国爱荷华国家实验室(Idaho National Laboratory, INL)设计的热管冷却反应堆INL Design A为研究对象,选取3种热管工质开展热管冷却反应堆堆芯物理计算。计算结果表明：锂热管工质不仅拥有很好的热物性参数,并且使用锂热管工质的热管冷却反应堆缓发中子有效份额最大、中子能谱较硬、燃耗反应性损失最小、增殖性能最佳,有利于热管冷却反应堆堆芯小型化与长寿命。因此,推荐锂为热管冷却反应堆的热管工质。     

乏燃料在加速器驱动的次临界模块式HTGR中的燃烧

环状模块式高温气冷堆 (HTGR)采用包覆颗粒燃料 ,其乏燃料经过一段时间的堆外冷却后 ,可以再利用。研究了 35 0 MW环状模块式 HTGR乏燃料在加速器驱动的次临界堆中燃烧的物理可行性。给出了功率为 30 MW次临界堆概念设计 ,利用 MCNP程序模拟中子在次临界堆内的输运过程 ,利用 ORIGEN2程序进行燃耗计算。结果表明 :加速器驱动的次临界气冷堆具有可靠的次临界度和低的功率密度 ,用于燃烧 35 0 MW环状模块式 HTGR乏燃料 ,从能源利用的角度考虑 ,可以获得约 2 0 %的额外收益     

月球表面核反应堆电源方案

 月球基地的建立首先需要解决能源供给问题, 核反应堆电源具有功率大、寿命长、环境适应性强等优点, 是月球基地及其他深空探测任务的理想能源。分析了目前可用于月球基地的能源情况, 针对性地提出40 kW_e月球表面核反应堆电源的设计理念, 经初步优化设计, 给出该电源的方案和总体设计参数, 并从物理、屏蔽、热工、结构方面对电源方案进行分析和论证。结果表明:该电源方案合理可行, 能够满足安全和寿期要求。