液态燃料熔盐堆三维动力学程序开发及验证

液态燃料熔盐堆的燃料熔盐在一回路中循环流动,一回路高温熔盐既是燃料,又是冷却剂,大部分核裂变能直接释放在燃料熔盐之中。随着燃料熔盐流动,一部分缓发中子先驱核（Delayed Neutron Precursors,DNP）在堆芯外一回路中衰变引起反应性损失。液态燃料熔盐堆中子物理与热工流体紧密耦合,传统固态燃料反应堆堆芯核热耦合程序不再适用于液态燃料熔盐堆。针对液态燃料熔盐堆特点,建立了包含带对流项的DNP输运方程和带热内热源热工流体方程的液态燃料熔盐堆动力学模型,并基于节块展开法,开发了堆芯三维动力学程序ThorCORE3D。使用美国橡树岭国家实验室建造运行的熔盐实验堆（Molten Salt Reactor Experiment,MSRE）稳态和瞬态实验基准题,对ThorCORE3D程序进行了初步验证。结果表明：ThorCORE3D程序计算值与MSRE实验值吻合良好,适用于液态燃料熔盐堆稳态设计与瞬态分析。     

373 MW熔盐堆非能动余热排出系统换热元件的优化设计

熔盐堆是第四代先进核能系统的候选堆型之一,具有经济性好、安全性高以及燃料循环灵活等诸多优点。排盐罐非能动余热排出系统是熔盐堆非能动安全系统的重要组成部分。本文针对373 MW熔盐堆的非能动余热排出系统进行优化设计研究。通过对比MATLAB程序和CFD分析软件FLUENT对美国橡树岭国家实验室设计的熔盐实验堆(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE)模型的计算结果,完成了二者作为熔盐堆排盐罐非能动余热排出系统设计与分析软件的论证。针对373 MW熔盐堆的排盐罐非能动余热排出系统提出了初步设计方案,并基于FLUENT仿真结果针对核心部件换热元件进行了一系列分析优化。分析结果表明:在保证换热元件壁面最高温度不超过977.4 K最高设计温度的前提下,换热元件采用正方形排布,间距值取95.0 mm可以实现经济最大化;减小气隙层对传热强化作用有限,因此气隙层宽度仍采用4.3 mm。     

新概念熔盐堆非能动余热排出系统中钠热管的特性研究

高温钠热管作为一种高效的换热装置，在导热性、等温性以及非能动特性方面具有显著的优点。将高温钠热管应用到新概念熔盐堆非能动余热排出系统中具有重要的研究意义。本工作通过数值方法研究了高温钠热管在熔盐堆事故工况下的瞬态运行特性。钠热管的物理模型主要包括管壁、吸液芯及蒸汽区3个耦合传热区域。通过对上述3个区域建立合理的数学模型并采用有限元的方法，利用 FORTRAN进行编程，最终得到高温钠热管启动过程中的温度、速度、压力分布。结果表明：熔盐堆事故状态下，钠热管从启动到稳态过程中其运行特性良好且具有很高的传热效率。     

基于KNN方法的熔盐堆系统瞬态识别模型开发及分析

熔盐堆作为第四代先进核能系统之一，在安全性、经济性、防核扩散和可持续性等方面具有独特的优势。为了保障熔盐堆运行安全，需要快速、准确地识别瞬态工况，目前的瞬态识别方法主要依赖于操作员人工识别，这会引入较大的人为因素，严重影响核电安全。为了减少熔盐堆系统瞬态识别过程中引入的人为因素，提高熔盐堆运行安全，使用RELAP5-TMSR程序对美国橡树岭国家实验室建造运行的熔盐实验堆（Molten Salt Reactor Experiment,MSRE）的瞬态工况进行建模与仿真，产生数据集，基于K近邻（K-Nearest Neighbor,KNN）机器学习方法，建立了熔盐堆系统瞬态识别模型，并对识别模型在噪声下的鲁棒性进行了分析和优化。结果显示：基于KNN方法建立的熔盐堆系统瞬态识别模型在测试集上的F1分数达到99.99%；在噪声下的识别F1分数达到94.32%，具有较高的鲁棒性；进一步优化后的熔盐堆系统瞬态识别模型在噪声下的F1分数达到99.73%，能较为准确地识别MSRE的瞬态工况，满足熔盐堆系统瞬态识别需求。基于KNN方法的熔盐堆系统瞬态识别模型能够有效识别系统瞬态工况，可应用于熔盐堆智能运...     

基于SCALE的熔盐堆添料与后处理系统分析程序开发及验证

在线添料及在线去除中子毒物是熔盐堆区别于其他固体燃料反应堆的主要特征之一，能够实现较高的燃耗深度和燃料利用率。然而，现有的反应堆物理计算分析软件SCALE不能直接模拟熔盐堆的燃耗计算。因此，本文耦合SCALE中的截面处理模块、临界计算模块以及燃耗计算模块，开发了一套适用于多流体熔盐堆的添料与后处理系统分析程序MSR-RRS，实现熔盐堆的在线添料、裂变产物在线处理或离线批次处理等模拟功能。基于MSR-RRS对现有的单流熔盐增殖堆和双流熔盐快堆的燃耗性能进行了验证。结果表明，MSR-RRS计算结果与基准模型结果符合较好。MSR-RRS适用于多种堆型、多种燃料循环运行模式。     

固态熔盐堆全厂断电ATWS事故工况下的堆芯安全探讨

利用修改后的适用于固态熔盐堆的RELAP5/MOD4.0系统分析程序,对固态熔盐堆全厂断电ATWS(Anticipated Transient Without Scram)事故进行了分析。主回路系统进行了合理简化建模,模拟系统在全厂断电ATWS事故时非能动余热排出系统有效与否两种情况下的瞬态响应过程。分析结果表明:非能动余热排出系统在全厂断电ATWS事故初期作用不明显,但长期作用较明显,投入使用后最终将使堆芯温度和主冷却剂温度达到稳定;对于固态熔盐堆来说,即使非能动余热排出系统失效,燃料元件温度上升也很缓慢,给人员干预采取必要措施提供了超过20天的宽限时间。分析结果表明了固态熔盐堆在应对极端事件时具有高的安全性。     

摇摆条件下海上浮动堆全厂断电事故分析

为研究海洋条件对海上浮动堆全厂断电事故后的事故进程及非能动安全系统运行特性的影响,通过建立海洋条件加速度场模型,基于RELAP5程序开发获得了适用于海上浮动堆的系统分析程序,并对程序进行了实验验证。利用所开发的程序通过建立双环路海上浮动堆及二次侧非能动余热排出系统的计算模型,开展了不同摇摆运动参数下海上浮动堆全厂断电事故的计算分析。计算结果表明,船体的横摇运动可加快全厂断电事故后浮动堆系统压力和温度的下降速度,堆芯余热能够被二次侧非能动余热排出系统有效导出;但横摇运动会造成事故后堆芯自然循环流量的显著降低,引起一回路系统和非能动余热排出系统中自然循环流量的大幅度振荡及周期性倒流。本文计算结果可为海上浮动堆非能动安全系统的设计提供参考。     

基于指数变换的三维六角形节块法动力学程序开发及验证

熔盐堆是第四代先进反应堆6个候选堆型之一,包括液态燃料熔盐堆和固态燃料熔盐堆,其中固态燃料熔盐堆采用高温熔盐作为冷却剂,具备高温、常压、高功率密度等优点,在固有安全性以及经济性上具有极大的优势和潜力。为了开展六角形燃料组件熔盐冷却先进高温堆瞬态分析和安全评估,基于指数变换和六角形节块展开法,开发了三维时空动力学程序TCORE3D-HEX。选取了两个俄罗斯VVER型压水堆国际基准题算例,通过对比及分析国际上几种适用于六角形几何的时空动力学程序,验证TCORE3D-HEX程序的正确性。结果表明:基于指数变换和六角形节块法开发的三维时空动力学程序数值计算结果与国际上其他程序计算结果符合得很好,初步验证了程序的正确性,为钍基熔盐堆核能系统(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)设计提供了可靠的分析和评估工具。     

国际标准题51“公开测试”阶段进展及分析

为验证热工水力程序对失水事故条件下非能动核反应堆行为的模拟能力，并评估最佳估算程序预测特定实验的能力，基于我国大型整体效应试验台架——先进堆芯冷却系统机理实验（ACME）台架，经济合作与发展组织核能署组织开展了国际标准题51号（ISP-51）项目。针对目前公开测试阶段已提交的程序计算结果，进行初步对比分析，结果表明，对于同一冷管段2英寸小破口失水事故，华中科技大学、西班牙加泰罗尼亚理工大学使用的热工水力最佳估算程序RELAP5，其模拟结果在非能动安全系统触发时间、流量值等方面与实验值较为吻合。而马德里理工大学、西班牙NFQ公司使用的TRACE程序，在其模拟结果中，各非能动安全系统触发时间均有延迟，ADS1~3气液流量明显高于实验值，可能与不同临界流模型的选取及阀门管线设置方式相关。该项目开创了由经济合作与发展组织非成员国发起和负责国际标准题项目的先例，有助于我国相关科研团队进一步熟悉国际核科技研究合作项目的运作及组织管理，在国际核能科技合作中承担更多工作。      

RELAP5应用于液态燃料熔盐堆的扩展及验证

为将RELAP5程序应用于液态燃料熔盐堆的建模分析,需要对RELAP5的模型进行扩展。基于RELAP5原有的点堆模型和热工水力模型,新增了液态燃料熔盐堆点堆模型和相应的带有内热源的热工水力模型,并通过熔盐实验堆(MSRE)实验数据进行验证。结果表明,扩展后的RELAP5程序能够适用于液态燃料熔盐堆系统建模分析。     

Modeling and Code Development of HP-PRHRS for Molten Salt Reactor

The conceptual design of heat pipe cooled passive residual heat removal system (HP-PRHRS) was proposed to improve passive safety performance of molten salt reactor (MSR). Based on the structure of HP-PRHRS and the operation performance of MSR, a set of reasonable mathematical physical models were built, mainly including reactor core physical thermal model, high temperature heat pipe model and HP-PRHRS model. Analysis code PRAC for HP-PRHRS was developed for MSR adopting those models. The verification of the code was conducted using MSRE benchmark and the transient experimental data. The results show that the calculated value of PRAC code is in good agreement with the benchmark and experimental results, which proves the accuracy of the model and code. HP-PRHRS model and PRAC code can support and provide foundation for the future research on MSR.     

Transient behavior of the sodium–potassium alloy heat pipe in passive residual heat removal system of molten salt reactor

High temperature heat pipes, as highly-effective heat transfer elements, have been extensively employed in thermal management for their remarkable advantages in conductivity, isothermality and self-actuating. It is of significance to apply heat pipes to new concept passive residual heat removal system (PRHRS) of molten salt reactor (MSR). In this paper, the new concept PRHRS of MSR using sodium–potassium alloy (NaK) heat pipes is proposed in detail, and then the transient behavior of high temperature NaK heat pipe is numerically investigated using the Finite Element Method (FEM) in the case of MSR accident. The two-dimensional transient conduction model for the heat pipe wall and wick structure is coupled with the one-dimensional quasi-steady model for the vapor flow when vaporization and condensation occur at the liquid–vapor interface. The governing equations coupled with boundary conditions are solved by FORTRAN code to obtain the distributions of the temperature, velocity and pressure for the heat pipe transient operation. Numerical results indicated that high temperature NaK heat pipe had a good operating performance and removed the residual heat of fuel salt significantly for the accident of MSR.     

海洋静默式热管反应堆热工水力特性研究

安全可靠的能源供给是无人水下潜航器（UUV）发展的关键基础,本研究面向我国重型海洋UUV研发的能源需求,提出了海洋静默式热管反应堆（NUSTER-100）小型核电源概念设计。建立了包括堆芯功率模型、堆芯通道传热模型、热管传热模型、热电转换模型及冷端换热模型等热管反应堆系统数学物理模型,基于高效稳健的数值算法和模块化编程思想,开发了具有自主知识产权的热管反应堆稳态和瞬态热工水力特性分析程序HEART,采用热管实验、温差发电实验等数据对HEART程序关键模块进行了验证与确认。采用HEART程序对NUSTER-100的稳态、冷启动瞬态及反应性引入瞬态工况进行了计算分析,获得了NUSTER-100满功率稳态工况下的热工水力特性,基于冷启动瞬态热工水力分析,提出了具有较高安全性的三段式热管反应堆启动方案,评估了反应性引入瞬态工况下热管反应堆的自稳特性和安全性。本研究可为我国UUV及热管反应堆技术的发展提供理论和技术支持。     

非能动专设安全设施应急余热排出试验研究

在海水淡化堆综合模拟试验装置上,开展了非能动专设安全设施应急余热排出模拟试验研究,获得了系统参数对非能动余热排出特性的影响规律。利用RELAP5/MOD3.2程序对蓄压水池不同初始水位下自然循环的建立和余热导出的过程进行了计算。结果表明,RELAP5/MOD3.2程序能较好地模拟海水淡化堆非能动专设安全设施的非能动余热导出过程,计算结果与试验结果符合较好。     

热管冷却空间反应堆系统启动特性研究

为研究热管冷却空间堆系统从冷态零功率到满功率的启动特性,以典型热管冷却空间反应堆电源系统SAIRS为对象,开发了热管冷却空间反应堆系统瞬态程序TAPIRS。该程序的模型主要包括中子动力学模型、堆芯传热模型、热管模型、碱金属热电转换装置（AMTEC）能量转换模型和散热板模型。将TAPIRS程序各模块和系统稳态计算结果与参考文献计算值比较分析,验证了本文模型和求解方法的合理性。启动特性研究表明,通过控制控制鼓的转动速率,可实现反应堆从次临界到满功率、热管和AMTEC从固态到正常运行状态的启动过程。热管冷却空间堆依靠核热启动具有可行性,热管最高温度不超过1 250 K,满功率参数与相关文献的最大相对误差不超过6%。     

采用非能动余热排出系统实验数据对RELAP5程序的评价

利用非能动余热排出系统1∶10原理性实验台架的稳态实验与启动实验数据,对RELAP5/MOD3.2程序进行评估。结果表明：对于本原理性实验系统,RELAP5/MOD3.2程序过低估算了蒸汽流速对蒸汽凝结换热系数的影响,因而,程序中垂直管内的蒸汽凝结换热系数偏小,计算结果与实验结果偏差大。对RELAP5/MOD3.2程序垂直管内蒸汽凝结换热模型进行了修正,修正后的计算结果与实验值基本吻合。评价结果表明：采用RELAP5/MOD3.2程序对该类型的非能动余热排出系统进行计算,需对程序中垂直管内的蒸汽凝结换热模型进行修正。     

实验快堆自然循环和衰变热排出系统计算程序DHRSC

一、前言实验快堆设计必须具有非能动安全特征,这是近几年来快堆设计中一种明显的新进展。所谓非能动安全,指的是不依赖外界机械或电力而依靠自然规律和材料特性完成其功能的安全特征。非能动衰变热排出功能是十分重要的快堆安全特征之一。     

液态金属高温热管传热极限研究

热管作为一种高效可靠、可进行长距离传热的非能动设备,在核能领域有着广泛的应用。本文针对工质为钠、充液量为158 g与208 g的毛细驱动热管,对其传热极限开展实验和理论研究。实验方面,设计搭建了高温热管传热极限测试分析实验平台,研究了液态金属高温热管在不同水平倾角和不同加热功率下传热功率的变化。理论方面,验证了连续流动极限与夹带极限理论模型的正确性,总结了两种极限的发生规律。研究发现,热管连续流动极限影响热管的启动;由于水平夹角较大时转变温度较高,因此大角度下的热管更容易发生连续流动极限,小角度下经验模型的预测误差在6.58%以内,大角度下误差超过28%。夹带极限发生时热管蒸发段温度骤升且冷凝段温度出现波动,热管倾角越大夹带极限越容易发生,经验模型在不同角度下均存在误差,大角度下误差超过100%。本文总结了连续流动极限与夹带极限的发生规律,为先进核反应堆系统中热管的设计提供参考。     

Study on startup characteristics of heat pipe cooled and AMTEC conversion space reactor system

Future exploration of deep space requires space power with high power density, light weight, low cost and high reliability. Space reactor is an excellent candidate with its unique characteristics of high specific power, low cost, strong environment adaptability and so on. Among all types of space reactors, heat pipe cooled space reactor, which adopts the passive heat pipe as core cooling component, is considered as one of the most promising choice and is widely studied all over the world. Startup characteristics of this type space reactor are an active topic.Previous studies mainly focused on the startup from high temperature rather than environmental temperature. In order to simulate the transient startup process from frozen state, a transient analysis code (TAPIRS) for heat pipe cooled space reactor power system (HPS) has been developed and applied to investigate the system transient performance during a startup from zero cold power to full power. The code integrates separately validated point reactor kinetics model, lumped parameter core heat transfer model, combined heat pipe (HP) model (self-diffusion model, flat-front startup model and network model), energy conversion model of alkali metal thermal-to-electric conversion units (AMTEC), and HP radiator model. By comparing the simulation results of the models and steady state with those in the references, the rationality of the models and the solution method is validated. It is found that by adjusting the control drum's rotational speed, the reactor can startup from subcritical state to full power state while the heat pipe and AMTEC from solid state to normal operational state. HPS can startup entirely depending on the nuclear power, and the maximum temperature of the heat pipe does not exceed 1250 K in the whole startup process. The maximum errors of the parameters between the simulation results of this paper and those in the literature at the full power condition are less than 5%. Under the accident of control drum failure with largest reactivity insertion, the fuel temperature can be controlled within the safety limits. These show that the reactor system has characteristics of no single-point failures, the self-stabilization capability under accident conditions.