氢化锆慢化熔盐堆钍铀转换性能初步分析

中子能谱对钍基燃料在熔盐堆中的利用效率及温度反馈系数等安全问题有较大影响,所以对熔盐堆新型慢化剂的研究具有重要意义。本工作基于SCALE6计算程序,对不同几何栅元结构的氢化锆栅元组件在熔盐堆的物理性能进行了研究,分别计算了中子能谱、钍铀转换比、~(233)U浓度、总温度反馈系数以及燃耗等中子物理参量。结果表明,减小六边形栅元对边距或者增加熔盐占栅元体积比可以增加钍铀转换比和改善温度反应性系数;当加入的氢化锆慢化剂体积份额为0.1时就可以将熔盐堆~(233)U初始浓度降低到2.5×10~(-2)以内;氢化锆慢化熔盐堆在超热谱条件下,其~(233)U初装载量和超铀核素产量较小,同时堆芯较为紧凑。     

固态燃料熔盐堆稳态核热耦合程序开发

基于中子物理计算程序包SRAC与计算流体力学软件CFX,开发了稳态情况下固态燃料熔盐堆的核热耦合程序SCBAT,解决了一般稳态3D物理-3D热工耦合程序因网格类型不同难以耦合的问题,程序具有普适性。SCBAT通过SRAC和CFX之间的数据交换实现稳态核热耦合,可将SRAC计算的功率场加载到CFX的求解文件中,将CFX计算的温度场加载到SRAC的输入卡中,此外具备带控制棒临界搜索的燃耗计算功能。分模块验证了SCBAT的有效性,并用SCBAT对10 MW固态燃料熔盐堆进行了稳态核热耦合计算,验证了核热耦合方法的有效性。     

钍基熔盐堆燃料循环与启动策略研究

研究了熔盐燃料在堆内外循环以及考虑特殊核素的添加、提取等在线处理过程的熔盐堆燃耗计算模型，在多功能组件计算程序SONG的基础上开发了相应的燃料循环计算功能并进行了初步验证。在此基础上，分别针对氧化铍慢化的热谱熔盐堆和无慢化的快谱熔盐堆进行计算，并根据堆芯反应性长期稳定的基本要求，分析了利用²³³U和工业Pu启动熔盐堆时配套的在线处理方案以及相应的易裂变核添加要求。通过对核素添加、提取以及燃料内核密度的平衡计算，分析了不同的在线处理方案与启动策略对钍-铀燃料循环效率的影响，并据此提出了初步的熔盐堆燃料循环技术路线。结果表明：压水堆乏燃料提取的工业Pu较²³³U更适宜用于钍铀燃料循环启动，因工业Pu启动的快谱熔盐堆的²³³U产率明显高于²³³U启动熔盐堆，而当有了足够的²³³U积累后，²³³U启动的热谱熔盐堆是更好的选择，因其燃料倍增时间更短且燃料初装量也小得多。     

熔盐堆栅格参数优化

针对新型的采用无铍熔盐燃料的氧化铍慢化钍基熔盐堆,利用上海核工程研究设计院自主开发的SONG/TANG-MSR程序系统,通过大量的方案分析,在熔盐堆栅格尺寸、P/D(栅距与燃料孔道直径的比值)、233 U含量等关键栅格参数上对钍基熔盐堆进行优化。计算结果表明,采用较低的233 U浓度的小栅距栅格设计,新型的熔盐堆设计具有很高的增殖比,并保持负功率系数。与传统熔盐堆相比,新型钍基熔盐堆具有更高的核燃料增殖能力。经过栅格优化的新型钍基熔盐堆可满足下一代核能系统可持续性和安全性要求。     

10 MW固态燃料钍基熔盐堆稳态物理-热工耦合

固态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF1)作为第四代先进核反应堆堆型之一,继承了熔盐冷却剂和球形燃料元件的许多优点和技术基础,具有良好的经济性、设计上的固有安全性、钍铀燃料的可持续性和防核扩散性。本文以10 MW固态燃料钍基熔盐堆为模型,利用MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)和ANSYS Fluent等模拟程序对其进行多物理耦合分析,同时利用C++语言编写了堆芯活性区的物理-热工耦合计算程序,实现了MCNP计算结果与Fluent程序的对接,并且通过对比耦合前后结果,分析了堆芯功率密度分布、有效增殖因子、温度分布等主要参数,为熔盐堆的设计、安全性评估和操作运行提供了参考依据。     

棒状氢化锆慢化钍基熔盐堆中子学性能优化

氢化锆(ZrH)由于具有耐高温、抗辐照和慢化能力强等优点，是反应堆常用的慢化剂。本工作研究具有钍铀转换能自持运行和较低次锕系核素（MA）产量的ZrH慢化熔盐堆的堆芯物理设计方案。采用MOC程序分析了不同燃料盐对于启堆和增殖性能的影响，为提高钍铀转换性能，对堆芯结构和慢化棒设计进行了优化与分析。结果表明：当熔盐体积比处于0.5~0.9时，ZrH慢化剂可将临界所需要的²³³U浓度降低至2%附近；采用含增殖层设计与FLi燃料盐装载的ZrH慢化熔盐堆，50 a平均钍铀转换比（CR）可达到1.028；移动式ZrH慢化棒堆芯设计可实现38 a的自持运行，且堆芯寿期末的MA产量比慢化棒不移动条件下采用FLi燃料盐和FLiBe燃料盐的MA产量分别减少约43%和8%，低于相同能量输出下石墨慢化熔盐堆的MA产量。     

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。     

DRAGON程序加载WLUP数据库处理钍基燃料的基准题计算验证

为验证DRAGON程序加载WLUP数据库处理钍基燃料问题的可靠性,本文使用DRAGON程序加载WLUP提供的14种WIMSLIB格式核数据库,计算钍基燃料基准问题的k_eff并与实验值进行比对,选择IAEA提供的WIMSD程序计算结果作为比对组。结果表明：DRAGON程序计算结果与WIMSD程序计算结果表现出较好的吻合性,处理轻水慢化钍基燃料时,推荐使用endf68gx数据库,其平均相对偏差为0.18%;处理重水慢化钍基燃料时,推荐使用endf71与jendl3gx数据库,其平均相对偏差为0.81%。因此,使用DRAGON程序加载合适的WLUP数据库计算钍基燃料问题具有一定的可行性。     

熔盐堆稳态物理-热工耦合计算研究

采用基于任意三角形网格解析基函数展开法的三维扩散堆芯物理计算和采用并联多通道模型的堆芯热工水力计算,开发了石墨慢化的通道式熔盐堆的物理-热工耦合计算程序。针对美国熔盐堆实验（MSRE）,用橡树岭国家实验室技术报告中的结果验证了程序的正确性,并计算分析了在稳态情况下MSRE堆芯中的三维功率分布、流量分配以及熔盐和石墨的温度分布。     

石墨慢化通道式熔盐堆的稳态热工水力计算模型

针对石墨慢化通道式熔盐堆的堆芯结构，基于COMSOL Multiphysics程序和MATLAB程序建立了堆芯稳态热工水力学计算模型。该模型对堆芯内固体区域的温度分布采用三维热传导方程进行模拟，对通道内熔盐温度采用一维单相流体模型进行计算。固体区域与熔盐通过熔盐通道壁面的对流换热边界建立热耦合。该模型基于平行通道压力损失相等的原则，分配堆芯内各熔盐通道的流量。通过对比RELAP5程序的计算结果，验证了模型对温度和流量分配计算的正确性。针对2 MWt 液态燃料熔盐堆的一种概念设计，分析了堆芯内三维温度分布和通道间流量分配。该模型可精确计算通道式熔盐堆堆芯内稳态温度分布和流量分配，对堆芯的热工水力学设计具有重要意义。     

Research on Coupling of Neutronics and Thermal-hydraulics for Fuel Assembly of Thorium Molten Salt Reactor Moderatedby Zirconium Hydride Rod

Based on Monte Carlo particle transport code MCNP and self-developed sub-channel thermal-hydraulic code SubTH, a code system MCNP-SubTH coupling neutronics with thermal-hydraulics was developed, which was suitable for steady state analysis for a thorium molten salt reactor moderated by zirconium hydride rod (ZrH-MSR). It solved the difficulties in the neutronics and thermal-hydraulics coupling code due to different mesh types, and has a general validity. MCNP-SubTH exchanged data between MCNP and SubTH by an external coupling. The power density field obtained from MCNP was provided as a SubTH solution file to give a user-specified source term, and then the density and temperature field from SubTH was updated and as a new MCNP input file by MCNP-SubTH to realize iterative calculation. The accuracy of MCNP-SubTH was verified by each relatively independent module. MCNP-SubTH application in the fuel assembly of ZrH-MSR was studied, and its validity was verified.     

中国聚变工程试验堆包层的核热耦合效应研究

本文以中国聚变工程试验堆（CFETR）的氦冷固态包层和水冷固态包层为研究对象,基于蒙特卡罗程序MCNP和计算流体力学程序FLUENT,利用3D-1D-2D耦合方法和伪材料方法,分别对200 MW的氦冷固态包层和水冷固态包层及1.5 GW的水冷固态包层方案进行了核热耦合计算分析。研究结果表明,金属铍的热散射效应和轻水密度是聚变包层核热耦合效应的主要来源,核热耦合效应对氦冷固态包层的影响可忽略,对水冷固态包层的氚增殖比和温度分布有一定程度的影响。     

物理-热工耦合计算方法在熔盐堆稳态分析中的应用

针对美国橡树岭国家实验室（ORNL）熔盐堆（MSR）实验的堆芯设计,采用物理分析程序MCNP进行三维堆芯功率分布计算。针对以石墨作为慢化剂的堆芯结构,开发了并联多通道程序来进行堆芯热工水力分析。在此基础上,把物理和热工分析程序进行耦合,用ORNL技术报告中的相关内容来验证物理 热工耦合分析的可行性和准确性。结果表明,本工作的耦合计算方法可获得熔盐堆堆芯功率分布、温度分布、压降和流量分配。熔盐堆耦合程序的研发对熔盐堆概念设计、运行分析有重要意义。     

基于单通道模型的ADS堆芯物理热工耦合计算

利用单通道模型,开发了铅铋冷却加速器驱动次临界系统(ADS)堆芯组件温度和密度分布的热工计算程序,并将该程序与MCNP耦合,建立了物理热工耦合计算方法。利用该方法计算了耦合后的功率及热工参数。结果表明,堆芯组件温度及冷却剂流速满足热工安全限值,堆芯径向功率不均匀系数较大,堆芯设计需进一步优化。     

超临界水冷堆环形燃料组件核热耦合分析

在超临界水冷堆预概念设计中,组件设计是十分重要的,将影响堆芯性能。超临界水冷堆中水密度变化剧烈的特性要求必须进行核热耦合分析。从中子学及热工性能角度,使用三维核热耦合程序对环形燃料组件进行了优化设计。应用中子学计算程序FENNEL-N对环形燃料组件进行三维扩散计算,可得到组件内单棒功率分布,应用热工计算程序SUBSC对组件进行子通道分析。在计算过程中,分析了燃料棒间距及燃料棒与组件壁盒之间的间隙对组件性能的影响。计算结果显示,增大棒间距和棒壁间隙能提高组件k_inf,但会增大组件内功率峰因子;子通道受热不均匀性对组件热工性能影响较大,通过加入定位格架的方式能展平冷却剂出口温度,降低最大包壳温度。对环形燃料组件的安全分析表明,从中子学角度该组件是安全的。     

基于蒙特卡罗方法和CFD方法的物理-热工耦合计算

基于蒙特卡罗中子输运程序MCNP5和商用CFD软件STAR-CCM+的耦合可搭建反应堆高保真多物理耦合计算平台。通过Perl语言以ASCⅡ文本文件方式耦合了MCNP5和STAR-CCM+,利用STAR-CCM+的六面体网格生成模块“trimmer”实现两者在反馈作用强烈的燃料和慢化剂区域一一对应的空间网格划分,而在反馈作用较弱的包壳区域采取体积权重的网格映射方式,在Linux环境下开发了高保真物理-热工耦合稳态分析程序。利用该耦合程序计算了典型压水堆单根燃料棒和3×3带水洞的燃料子组件,数值结果表明,本文建立的耦合方法和模型可用于高保真物理-热工耦合计算。     

小型铅-铋冷却快堆提棒事故核热耦合研究

基于热工程序COBRA-YT和物理程序SKRTCH-N，利用并行虚拟机（PVM）平台开发了核热耦合工具:COBRA-YT将冷却剂密度和燃料温度等热工参数传递给物理程序，用以更新截面；SKETCH-N执行物理计算，并将功率分布反馈给热工程序；最后，应用该耦合程序分析铅-铋冷却快堆的提棒事故。计算结果显示控制棒提起后，功率迅速升高，在1.42?s后达到最大值；5?s后包壳温度达到峰值1264℃，超出了设计限值。结果表明:在提棒事故后，均一化布置堆芯的安全会在极短时间内受到严重威胁，故该堆芯应采用分区布置。      

Development of core fuel management code system for WWER-type reactors

1 Introduction Over the past decades, although many in-core fuel management code systems for PWRs with square fuel assemblies have been developed, there are only a few codes for the cores with hexagonal assemblies (such as Russian pressurized water type WWER reac- tors). The Tianwan Nuclear Power Station in Jiangsu Province, China, is imported from Russia, which adopts the WWER-1000 reactor, and will be put into operation; therefore, the research of core fuel man- agement for WWER-typ…     

中国氦冷固态实验包层2×6模块中子学计算分析

为了满足ITER对波纹度的要求,核工业西南物理研究院提出了新的减少低活化铁素体钢的氦冷固态（HCSB）实验包层模块（TBM）设计方案。采用MCNP程序及ITER全堆MCNP模型,对新设计的2×6HCSB-TBM进行三维中子学计算分析,给出了模块产氚率、核热沉积和功率密度分布等结果。在ITER运行因子为22%时,HCSB-TBM的产氚率为12.68mg/d。TBM内总核热沉积为522.5kW,最高功率密度为11.8W/cm³,出现在氚增殖区Li₄SiO₄中。计算结果可为TBM进一步的结构、热工水力学优化及其他系统设计提供中子学数据。     

Coupled neutronics/thermal–hydraulics analysis of CANDU–SCWR fuel channel

At supercritical pressure condition, the thermal–hydraulics behavior of water differs strongly from that at sub-critical pressure due to a rapid variation of the thermal–physical properties across the pseudo-critical line. A coupling analysis of neutronics and thermal–hydraulics has become important for SCWR, because of the strong link between the water density and the neutron spectrum and subsequently the power distribution. The neutronics code Monte Carlo N-Particle code (MCNP) and the subchannel code Advanced Thermal–Hydraulics Analysis Subchannel (ATHAS) are used in a coupled way to better understand the design characteristics of a pressure tube type SCWR fuel channel. The results show that: the developed coupled code system can be used to analyze pressure tube type SCWR fuel bundles; improved radial fuel enrichment profile will optimize the coolant and cladding temperature distribution to meet the design criteria; smaller pressure tube pitch will result in more flatten axial power distribution and more uniform radial power distribution.