固态钍基熔盐堆堆芯核设计安全限值研究

钍基熔盐堆因其在安全性、经济性及可持续性方面的优势被列为第四代核能系统重点发展的堆型。我国已经开展了相关的研究,然而国内关于研究堆的法规导则不完整,相关规定和要求比较原则,必须结合钍基熔盐研究堆的特点进行具体研究。针对固态燃料钍基熔盐实验堆,从核安全评审的角度,对核安全评审相关的问题进行深入研究分析。依据NRC针对下一代先进核能系统制定的评审方法,充分调研轻水动力堆(压水堆、沸水堆)、正在运行的研究堆、以及同样被列为第四代反应堆重点发展堆型的钠冷快堆、高温气冷堆,参考国内外对上述堆型堆芯核设计限值的确定原则及相关依据,初步给出钍基熔盐堆堆芯核设计关键安全限值。     

IVR策略下反应堆压力容器变形数值模拟

堆内熔融物滞留技术(In-Vessel Retention, IVR)是我国三代核电厂设计中广泛采用的严重事故的缓解策略,其成功的关键在于反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel, RPV)外壁面导出热量高于堆内衰变热。在堆内高温熔融池的作用下,RPV会发生明显的热膨胀并导致外壁面冷却流道形状改变,从而对局部换热情况产生影响。为了提供RPV外壁面换热研究的输入条件,通过COMSOL多物理场耦合计算软件搭建了一个热工水力和固体力学耦合计算模型,研究了严重事故下RPV的热膨胀形变情况。结果表明：对于双层熔融池结构,在RPV外部实现冷却条件下,下封头区域的热膨胀形变将导致外冷却流道宽度将减小13 mm~17 mm,在工程设计中应予以考虑;内压对RPV膨胀形变影响明显,严重事故后对一回路泄压是IVR策略成功的重要因素之一。     

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。