束流瞬变下CiADS次临界反应堆燃料包壳响应特性研究

通过修改系统分析程序RELAP5 MOD4.0的点堆动力学模型与流动传热模型，使其具备了模拟液态铅铋冷却次临界反应堆动力学特性的能力；利用改进的程序模拟了加速器驱动嬗变研究装置（CiADS）的次临界反应堆燃料包壳在发生束流瞬变时的响应特性；利用ANSYS17.0程序分析了CiADS次临界反应堆燃料包壳束流瞬变下的应力变化。研究表明：失束时间越短，燃料包壳的温度回升越慢；燃料包壳不会因可能发生的束流超功率事件而发生熔毁；燃料包壳内外壁面的温差变化是影响应力变化的主要因素；CiADS次临界反应堆的燃料包壳不会因束流瞬变而发生应力破坏。     

ADS加速器失束次临界反应堆动态特性研究

加速器驱动系统(ADS)中次临界堆芯的功率水平依靠强流质子轰击散裂靶产生的中子源来维持.加速器较为频繁的失柬问题,必将对ADS次临界反应堆安全性产生影响.研究了ADS系统失束事故特性,设计开发出具有较强针对性的用于ADS失束事故分析软件,对加速器驱动快中子次临界反应堆的动态响应开展了初步研究.结论表明仅靠断束停堆,仍有可能危及次临界反应堆的安全性.建议增设辅助停堆保护系统以提高ADS安全性.     

加速器驱动铅铋冷却自然循环次临界堆束流瞬变事故研究

利用FDS团队(FissionFusion Design Study)开发的中子学与热工水力学耦合安全分析软件,对一种加速器驱动铅铋自然循环次临界反应堆的束流中断及束流超功率事故进行了模拟分析。计算结果表明:加速器驱动次临界洁净核能系统(Accelerator Driven Sub-critical System,ADS)次临界堆的功率对束流瞬变的响应几乎是瞬时的;事故工况下,自然循环会根据堆芯功率自动调整至重新达到稳定;失束时间越长,材料温度降得越低,功率瞬间恢复值越低,束流恢复后,材料温度回升的速度越快;束流200%超功率事故发生后堆芯功率最终稳定在初始功率值的192.2%,燃料温度增幅最大,为286 K,燃料和包壳不会发生损坏和熔化,冷却剂不会发生沸腾。     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。     

加速器驱动次临界核能系统超导质子直线加速器设计研究(英文)

加速器驱动次临界核能系统(ADS)是下一代能源的首选方向。它能有效地利用铀和钍资源,嬗变长寿命高放射性废物和提高核安全水平。ADS加速器应能提供几十兆瓦质子束。超导直线加速器(SCL)效率高,束流损失少,是ADS加速器的最佳选择。它由一系列超导加速腔组成。利用电磁场计算确定腔的形状,利用粒子动力学计算确定SCL的主要参数。     

中国加速器驱动嬗变研究装置次临界反应堆概念设计

根据中国加速器驱动嬗变研究装置(CiADS)的建设要求,完成了CiADS中次临界反应堆的概念设计。次临界反应堆为液态铅铋冷却快中子反应堆,采用半池式-半回路式的布置方式,通过主容器的中心管实现了与散裂靶在结构上的耦合。燃料组件及换料方式采用相对成熟的技术方案,设置了铅铋主冷却剂辅助系统,通过多种专设安全设施来保证反应堆的安全。CiADS次临界反应堆充分考虑了堆靶耦合界面的可实现性,利用了液态铅铋冷却剂良好的传热性,结合了池式堆冷却剂自然循环的特性及回路式堆冷却剂装量少的特性,具有良好的可行性、安全性、布置灵活性和技术扩展性。     

加速器驱动次临界核能系统高功率质子直线加速器概念研究(英文)

加速器驱动次临界核能系统(ADS)是下一代能源的首选方向。它能有效地利用铀和钍资源,嬗变长寿命高放射性废物和提高核安全水平。ADS加速器应能提供几十兆瓦质子束。超导直线加速器(SCL)效率高,束流损失少,是ADS加速器的最佳选择。作者介绍的ADD加速器由5 MV射频四极加速器,100 MV独立调相超导腔加速器和1 GV椭圆超导腔加速器组成。确定了加速结构和主要参数,考虑了研究和发展计划。     

中国铅基研究实验堆燃料元件活性区温度场计算分析

中国铅基研究实验堆(CLEAR-Ⅰ)被确定为中国科学院加速器驱动次临界系统(ADS)专项的主选堆型。燃料元件是铅基反应堆的核心部件之一,因此需确保燃料元件的芯块中心温度和包壳最高温度符合设计准则的要求。本文利用有限元程序ANSYS对燃料元件活性区在正常运行工况和失流事故下的温度场进行了数值模拟与分析。正常运行工况下的模拟结果表明,芯块中心温度远低于UO2的熔化温度限值,包壳最高温度低于材料的使用温度限值,满足设计准则中关于上限使用温度的要求。失流事故下的模拟结果表明,失流事故发生后,芯块中心温度和包壳最高温度都会明显上升。当冷却剂流速降低到0.1m/s时,包壳最高温度将超过正常使用温度;紧急停堆滞后时间超过17.5s时,包壳的最高温度将超过事故温度限值。以上分析结果可作为燃料元件安全评审工作的基础。     

加速器驱动的次临界系统的燃耗分析计算和堆芯优化设计

以加速器驱动的次临界系统（ADS）在事故情况下仍处于次临界、k_eff随燃耗时间变化的最大范围不超过1.5%和包壳材料HT9钢可承受的最大辐照损伤的前提下,将堆芯燃料区分为嬗变区和增殖区,并将整个过程保持嬗变区的燃料成分不变。通过对ADS燃料的组成成分、堆芯布置和堆芯功率分布等方面的研究,在Pu的外层富集度与内层富集度之比为1.0～1.5范围内,调整增殖区的燃料成分,并利用MCNP和ORIGEN耦合的COUPLED2程序计算k_eff随燃耗时间的变化。同时,综合考虑功率展平、次锕系核素的嬗变率和燃耗深度等因素,建立1套符合工程实际的次临界系统。     

从广义自持链式反应观点看加速器驱动系统

用广义自持链式反应的观点探讨了加速器驱动系统 (ADS)的基本内涵。认为次临界反应堆、质子加速器和靶所组合的整体仍可看成一个 (临界的 )自持链式反应堆。这个反应堆不同于通常临界反应堆的特点是每次裂变后的二次中子不仅包含裂变释放的中子而且还包含部分裂变释能 (通过质子加速器及靶 )所转换的中子。正是有了这些附加中子 ,使得加速器驱动系统每次裂变的有效二次中子数增加了。一个ADS系统能够稳定运行的条件是ADS的次临界堆和加速器能够相互匹配使得ADS系统的有效二次中子数达到这样的水平 ,以致在ADS系统内能够形成自持的中子链式反应。因此尽管ADS的反应堆部分是次临界的 ,但从ADS整体来看只要质子加速器与次临界反应堆匹配得当 ,ADS系统是可以像通常临界反应堆那样 ,维持自持的链式反应的 (或临界的 )。给出了ADS系统维持自持链式反应的匹配条件 (广义临界条件 )。最后根据ADS系统的特点探讨了ADS在核废物处理 (嬗变 )、提高核燃料增殖效率及核能开发中的作用。     

改进的源倍增方法测量控制棒价值

该文给出了改进的源倍增方法测量控制棒价值的原理,在高富集度235 U燃料元件转换为低富集度235 U的微型中子源零功率反应堆上进行研究,实验测量微型中子源零功率反应堆中心控制棒的价值,与周期方法相比在2%内符合,但减少了测量时间。该方法为今后加速器驱动次临界系统ADS的次临界在线监督提供一种可能的方法。     

加速器驱动洁净核能系统物理及技术基础研究 ADS启明星1号的“跑兔”系统的设计

在ADS（Accelerator Driven Sub．critical System，加速器驱动的次临界系统）中，次临界反应堆在加速器中子源的作用下维持链式裂变反应。次临界度监测是ADS研究中的一项重要内容，跳源法是测量次临界度的行之有效的方法之一，可以通过切断加速器束流测量次临界反应堆内中子通量的衰减得到。     

4 ADS次临界实验装置——启明星1#

加速器驱动的次临界系统（ADS）是嬗变放射性核废物、有效利用核资源及产生核能的装置。该系统包括中能强流质子加速器、外源中子产生器和次临界反应堆。当加速器加速的高能质子轰击重金属靶（如铅）时，与重金属靶核发生散裂反应，一个质子引起的散裂反应可产生几十个中子，用散裂产生的中子作为中子源作用于次临界反应堆上，次临界反应堆发生并维持链式反应，在一定功率下运行。因此，ADS概念一经提出就受到极大关注，被世界核能界公认为是目前解决大量放射性废物，降低深埋储藏风险的最具潜力的工具。     

启明星Ⅱ号中子吸收体反应性价值测量

为验证加速器驱动的次临界系统（ADS）次临界反应堆设计时理论计算所使用的计算程序和核数据，在ADS启明星Ⅱ号零功率装置的铅冷堆芯中采用不锈钢元件作为中子吸收体，利用周期法对不锈钢中子吸收体的反应性价值进行实验研究。实验结果表明：吸收体的反应性价值随元件与中心径间距离的增加而降低，实验测量与理论计算的反应性价值接近，变化趋势相互吻合。经实验验证的理论计算程序和核数据可用于ADS次临界反应堆的设计。     

启明星Ⅱ号中子吸收体反应性价值测量

为验证加速器驱动的次临界系统(ADS)次临界反应堆设计时理论计算所使用的计算程序和核数据,在ADS启明星Ⅱ号零功率装置的铅冷堆芯中采用不锈钢元件作为中子吸收体,利用周期法对不锈钢中子吸收体的反应性价值进行实验研究。实验结果表明:吸收体的反应性价值随元件与中心径间距离的增加而降低,实验测量与理论计算的反应性价值接近,变化趋势相互吻合。经实验验证的理论计算程序和核数据可用于ADS次临界反应堆的设计。     

Am装载对加速器驱动次临界系统瞬态过程的影响分析

加速器驱动次临界系统(ADS)由于外中子源驱动的特点带来大安全裕量,其被广泛设计用于嬗变次锕系(MA)核素。堆芯装载MA核素会减弱燃料的负多普勒效应、增加冷却剂的正温度系数并减小有效缓发中子份额,从而影响系统对扰动的瞬态响应,其中Am同位素的影响尤为重要。本文基于装载金属燃料的ADS嬗变方案,分析了不同Am装载份额条件下系统对于束流过功率和无保护瞬态过功率事故的瞬态过程,发现在深次临界状态下Am装载量对ADS的瞬态过程影响较小,说明ADS具有良好的安全特性,适宜高MA份额燃料的装载。     

加速器驱动次临界嬗变堆的参数敏感性分析

采用自主开发的加速器驱动次临界堆芯稳态分析程序LAVENDER,对加速器驱动次临界系统(ADS)的冷却剂种类、堆芯次临界度、燃料组件几何尺寸以及堆芯热功率进行敏感性分析。计算结果表明,针对加速器质子束流、次锕系核素(MA)嬗变率或热工安全裕量等单一堆芯性能参数进行优化时,往往导致其他堆芯性能参数的恶化。因此在ADS堆芯设计时,应做出折中选择以平衡不同设计目标参数。     

加速器驱动次临界系统束流瞬态分析模型的开发

加速器驱动次临界系统利用散裂反应产生外源中子驱动次临界堆运行,具有次临界固有安全性,同时具备能谱硬、嬗变能力强等特点,被国际公认为核废料处理的最有效手段。ADS系统中外中子源由质子束流轰击散裂靶产生,束流的瞬态变化将直接引起次临界堆堆芯功率的波动,从而影响整个ADS系统的安全运行。本文在调研分析国际现有的ADS束流瞬态分析模型的基础上,提出一种新型的ADS束流瞬态分析模型。基于通用CFD程序FLUENT,通过用户自定义功能(UDF)将中子动力学模型(PKM)和燃料棒瞬态热分析模型(PTM)集成进入FLUENT软件中,完成FLUENT-ADS束流瞬态分析模型开发。采用OECD/NEA发布的ADS失束事故国际基准例题进行模型验证,关键校验参数与发布结果吻合较好,最大计算误差为5. 2%,与国际同类功能的计算程序相当,模型具有一定的可信度,可满足ADS束流瞬态特性初步分析研究要求。     

ADS加速器束流瞬变分析程序开发

加速器驱动的反应堆系统(ADS)中次临界堆芯的功率水平依靠强流质子轰击散裂靶产生的中子源来维持,质子束流的不稳定性将对次临界堆的功率水平产生影响,进而对ADS的安全性产生影响.本文研究了ADS系统束流瞬变事故特性,建立了相应的物理数学模型,设计开发出具有较强针对性的用于ADS系统束流瞬变事故仿真软件--SIMULINK-ADS.并选取了典型的束流瞬变工况进行分析,通过与OECD/NEA和FZK Karlsruhe研究成果进行比较,验证了SIMULINK-ADS程序能够有效地计算和分析ADS束流瞬变次临界反应堆堆芯物理及热工响应.     

ADS次临界反应堆的点堆中子动力学方程

加速器驱动的次临界系统（ADS）中的次临界反应堆与临界反应堆相比,中子注量率的空间分布具有严重的不均匀性,同时中子平均能量较高且中子能量变化复杂,中子价值变化大,因而传统的点堆动力学方程不能较为真实地模拟ADS次临界反应堆。本文从含多群中子多组缓发中子先驱核的动力学方程出发,给出其共轭方程。然后利用稳态扩散方程及其共轭方程的共轭关系,推导得出含有归一化功率的动力学方程表达式。进而定义多个特征算子,导出了含有源中子价值的点堆中子动力学方程,并对几种简单情况进行了初步验证,为进一步分析ADS次临界反应堆的动态过程奠定了基础。