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。     

不同评价核数据库对堆芯物理计算结果有效增殖系数的影响与分析

核数据的准确性影响着反应堆安全,在反应堆堆芯物理计算过程中具有重要意义。为了研究不同核数据库对临界计算结果keff的影响,本文基于核数据处理程序NJOY21,对国际上最新的五个评价核数据库ENDF/B-Ⅷ.0、JENDL5、JEFF3.3、BROND3.1、CENDL3.2进行制作,选取专门用于核数据检验的119道临界基准模型,利用MCNP6.1开展临界计算。通过统计分析不同核数据库计算结果与基准实验结果的偏差与基准实验不确定性的比值及其三个特征量来判断核数据库对临界计算的影响。结果表明采用ENDF/B-VIII.0核数据库的临界计算结果准确性更高,其中BROND3.1和CENDL3.2核数据库在临界计算过程中出现了较大误差,通过数据分析发现其主要原因是BROND3.1和CENDL3.2核数据库缺乏热中子散射截面数据S(α,β)。将ENDF/B-VIII.0核数据库中的热中子散射截面数据S(α,β)导入BROND3.1、CENDL3.2核数据库中进行临界模拟,计算结果发生了明显改善,建议在今后的核数据评价工作中尽快完善热中子散射截面数据S(α,β),以提高核数据库在反应堆物理计算过程中的准确性。     

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.     

MCNP计算用ADS截面库ADSlib2.0的制作

加速器驱动洁净核能系统(简称ADS)使用高能散裂中子驱动次临界反应堆,用于嬗变长寿命高放废物(LHW).ADS次临界反应堆中子能量较高,使用传统的ENDF截面数据库对ADS堆芯物理计算存在着能量上限低、部分数据缺失等问题.本文使用MAKXSF程序对IAEA-ADS截面数据库ADS Nuclear Data Library进行了加工,制作出专用于MCNP计算用的截面库ADSlib2.0,并与ENDF/B-VII.0,JEFF-3.1和JENDL-4.0库中238U裂变截面的比较,表明该截面数据库是可用的.     

钍基核燃料循环国际发展态势分析

本文基于钍燃料循环的先进反应堆概念,系统调研和分析了印度、加拿大、挪威等国家最新发布的钍基燃料循环相关计划和研究报告,同时对钍基核燃料循环领域的科学论文和专利文献进行了定量分析。综合定性调研和定量分析,建议我国结合中国国情,加强整体规划,制定我国钍基核燃料循环研究的国家发展战略,进一步拓展国际合作内涵,规划优先发展的基础实验研究,部署钍燃料元件制造技术、钍燃料反应堆裂变产物及其放射性物质处理技术方面的前瞻性研究。     

基于SIMULATE3程序对压水堆钍-钚燃料反馈性能及钚焚烧效率研究

采用类似于大亚湾900 MW压水堆的堆芯模型,使用燃料组件计算程序 CASMO4E和反应堆稳态分析程序SIMULATE3分别对铀燃料组件、铀钚燃料组件或钍钚燃料组件组成的堆芯的中子学特性进行了研究,分析了组件的燃耗深度、堆芯的平均燃耗、燃料温度系数与燃耗的关系。结果表明,钍钚燃料组件和铀燃料组件组成的堆芯中子特性相似,同时钍钚燃料用于焚烧武器级钚时,具有更高的焚烧效率。     

二(六氢吡啶)-1-甲酮从硝酸介质中萃取铀(Ⅵ)、钍(Ⅳ)行为的研究

用非光气法合成了萃取剂二(六氢吡啶)-1-甲酮,以三氯甲烷为稀释剂.研究了水相硝酸浓度、萃取剂浓度、盐析剂浓度、相比对其萃取铀(Ⅵ)和钍(Ⅳ)分配比的影响.结果表明,对铀的萃取规律类似于TBP,萃取能力高于TBP,铀的溶剂化数均为2;在实验条件下对钍基本不萃取,表明在铀-钍分离方面具有潜在的应用前景.     

多群蒙卡输运与点燃耗耦合程序系统TRITON基准验证

TRITON程序系统耦合了多群蒙特卡罗输运程序KENO V.a与点燃耗程序ORIGEN-S,具有几何适应性强、截面处理能力灵活、计算速度快等显著特点.本文基于爱达荷国家实验室（INL）钍基燃料元件燃耗基准题,开展了TRITON程序燃耗功能的验证,结果与INL采用MOCUP程序给出的结果吻合很好.同时,燃耗核素选取对TRITON计算结果的影响分析表明对于钍基燃料,只有在考虑Th-U循环重要核素的前提下,TRITON才能给出正确结果.上述结论为TRITON程序的应用奠定了基础.     

ITER第一壁、偏滤器靶板和壁的热负荷计算

ITER-FEAT是国际热核聚变实验堆设计,除了继续演示聚变物理和D-T燃烧的科学可行性外,更重要的是为了演示包层整体组合、氚增殖、氚回收、氚泄漏等工程问题。在设计包层时,需要进行中子学计算得到氚增殖率、辐射损伤率、活化放射性强度、磁体及其屏蔽厚度的计算、核加热产生率和冷却系统设计和安排的必要数据,而这一切都必须先知道第一壁和偏滤器靶板的中子壁负荷(即中子功率通量)和热负荷;为此作了必要的先行准备计算工作。     

燃料元件在热冲击下基于ANSYS的动态响应仿真

燃料元件中裂变引起的热冲击应力是核临界安全研究的重要内容。采用ANSYS有限元程序中的二维plane182、plane183和三维solid187、solid45单元模型对脉冲加热的铀钼合金厚壁球壳进行了仿真,以一维热弹性力学方程的数值解为基准获得了不同模型计算误差。与国外用于核反应堆工程设计和研究的程序相比,采用plane183或solid187模型因能更严格地满足理论边界条件,具有更小的计算误差。这些结果为进一步开展核反应堆瞬态过程研究以及燃料元件设计提供了参考。     

聚变-裂变增殖堆包层的初步中子学设计

 基于国际热核实验堆ITER的堆芯参数和套管结构,对聚变-裂变增殖堆包层的进行了初步中子学设计。基于国际热核实验堆的堆芯参数提出了采用套管结构,以天然金属铀为燃料和硅酸锂为氚增殖剂的快裂变-增殖堆包层的初步中子学设计设计方案。使用FENDL 2.1核数据库及MCNP程序自带的核数据库,用MCNP程序对套管结构快裂变-增殖堆包层进行一维的方案筛选及三维中子学的计算分析。计算分析包层内的一维功率密度分布、产氚率、钚增殖率分布,通过优化设计分析给出合理的包层设计方案,并计算氚增殖率TBR、能量放大倍数M、有效增值系数k_eff、裂变增殖比等参数。     

核燃料循环系统临界事故源项计算程序GETAC-2.0开发

针对核燃料循环系统中不同物理形态的核燃料,建立相应的中子动力学—热工水力耦合模型,开发了用于固体、溶液、粉末、核燃料系统临界事故源项计算的程序GETAC-2.0.利用国际上公开的基准实验数据对程序进行了验证,程序对功率(裂变率)峰值的计算结果与基准实验数据的相对误差在12%以内,验证了GETAC-2.0程序的准确性.     

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。     

次临界堆芯参数变化对Keff值的影响

作为下一代能源的优先选择者,加速器驱动次临界系统ADS能够有效的利用铀和钍资源,并能够转化具有长期放射性的核废料,提高了核安全．文章主要是对快热耦合ADS次临界堆芯进行了描述,利用蒙特卡罗代码MCNP模拟计算一系列不同堆芯参数下的Keff值,MCNP程序中最重要的就是输入文件,输入文件各个参数设置的不同都可能对Keff值计算结果产生极大影响．在解决输入文件问题的过程中,根据实际经验对计算条件进行多组假设,并对不同参数条件下产生的结论进行比较,最终得到Keff值的最佳结果。     

反应堆测量孔道对屏蔽的影响

介绍了反应堆设计中屏蔽计算方法,描述了测量孔道的物理计算模型,针对反应堆物理设计中提出的实际问题进行了计算,并对有关的参数作了选择,得到了符合精度要求的满意结果。结果表明,测量孔道对屏蔽是有影响的,只要采取一定的防护措施,可使剂量当量率达到规定的容许范围内,以确保反应堆的安全。这些结果为反应堆屏蔽设计提供重要的参考价值,为反应堆的安全性提供了科学依据。     

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。     

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。     

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。