RELAP5/FLUENT耦合程序的开发

热工水力数值模拟是反应堆系统设计和安全分析的重要内容,以RELAP5为代表的系统程序可对瞬态或事故工况进行快速分析,同时以FLUENT为代表的计算流体动力学(CFD)程序对堆芯局部三维现象的分析也越来越重要。为综合利用两者的优点,以RELAP5/FLUENT为基础,利用对RELAP5程序源代码的二次开发和FLUENT的用户自定义函数(UDF)进行编程,开发了RELAP5/FLUENT耦合程序。利用flibe熔盐在水平圆管流动问题验证了程序耦合的正确性;针对2 MW熔盐堆进行了稳态模拟,耦合程序能详细分析熔盐堆的热工水力行为;模拟了2 MW熔盐堆功率突变的瞬态热工水力行为,相对于单独的RELAP5,耦合程序能更好地揭示熔盐堆系统和堆芯的三维物理现象。该耦合程序可用于解决熔盐堆热工水力分析中存在的显著三维混合现象的问题。     

1GW固态燃料熔盐堆运行瞬态分析

钍基熔盐堆(Thorium-based Molten Salt Reactor,TMSR)作为一种新的堆型,具有独特的安全与运行特性。研究其热工水力特性,对其进行瞬态分析,将有助于深刻理解该反应堆。本文介绍了1 GW固态熔盐堆的堆芯设计方案,并描述了用于瞬态分析的详细程序结构。其中,利用RELAP5对其热工水力模型进行模拟;利用Simulink对其控制系统模型进行模拟。通过预期运行瞬态,例如功率降低、堆芯反应性引入、二回路温度变化等工况显示了其运行特性,并验证了控制系统可以使反应堆达到安全稳定状态,而不触发保护系统动作。     

基于Dragon与Donjon程序的液态熔盐实验堆临界计算与分析

基于组件输运程序Dragon与堆芯节块法程序Donjon，对包含有上下熔盐腔室、控制棒、实验孔道与中子源孔道的液态熔盐实验堆堆芯进行了计算与分析，给出了液态熔盐实验堆不同组件的等效均匀化模型。根据液态熔盐实验堆特性将中子能群划分为5种少群能群结构，基于所划分的每一种少群能群结构，对单根控制棒与不同控制棒组插入堆芯后的有效增殖因数和控制棒价值进行了计算分析。结果表明，7群能群结构具有更好的计算结果。基于7群能群结构开展了堆芯径向与纵向功率分布，以及控制棒拔出后堆芯的温度反应性系数计算分析，其计算结果与MCNP5计算结果相近，证明了模型等效的合理性以及Dragon和Donjon程序对液态熔盐实验堆的适用性。     

钍铀燃料循环专用核数据库CENDL-TMSR-V1的基准检验

中国科学院上海应用物理研究所委托中国核数据中心研制了钍铀燃料循环专用核数据库CENDL-TMSR-V1，用于钍基熔盐实验堆的临界计算及屏蔽设计。为验证该数据库的可靠性，根据钍基熔盐实验堆的特点，从国际核临界安全手册中挑选了一系列基准实验装置进行基准检验。检验结果表明，绝大部分基准装置的k_eff计算结果与实验数据的相对误差在0.5%以内，证明CENDL-TMSR-V1具有较好的可靠性和适用性，可用于钍基熔盐实验堆的物理设计。     

基于白光中子源的核石墨硼当量测量

核材料中热中子吸收截面高的杂质会引起堆芯反应性的变化，一般用硼当量表示这些杂质对热中子的吸收，硼当量是衡量核材料纯度的重要指标之一。热中子宏观吸收截面法是硼当量测量的方法之一，测量时采用同位素中子源则精度低，而白光中子源产生的中子强度高、方向性好，且可慢化为热谱，能有效提高硼当量测量精度。本文基于15 MeV电子加速器驱动的白光中子源开展核石墨硼当量测量的研究，利用蒙特卡罗模拟并优化实验方案，对实验数据进行检验与修正，建立核石墨硼当量测量定量分析方法。该方法能快速、准确检测核材料的硼当量，对反应堆的物理设计、安全性评估等具有重要意义。     

小型氦氙冷却反应堆事故发生频率分析研究

氦氙冷却反应堆可采用一体化布雷顿循环系统，在小型化、轻量化方面具有独特优势而备受关注。但目前鲜有关于小型氦氙冷却反应堆的严重事故分析研究。概率安全评价法（Probabilistic Safety Assessment,PSA）是一种评价反应堆安全性的重要方法，可为反应堆设计改进、故障诊断、运行指导等提供有价值的依据。而始发事件发生频率是PSA分析所必需的输入参数。本文以小型氦氙冷却移动式固体核反应堆电源为分析模型，参考高温气冷堆以及压水堆运行经验及部件失效数据，分析了堆芯排热增减、反应性和功率分布异常、管道破口和设备泄漏异常、未能紧急停堆的预期瞬态（Anticipated Transient Without Scram,ATWS）以及丧失场外电源等事故的发生频率，结果分别为3.90×10^-2RY^-1、2.36×10^-1RY^-1、2.69×10^-2RY^-1、6.50×10^-2RY^-1、2.69×10^-2<...     

熔盐实验堆中燃料核素的灵敏度系数计算分析

以熔盐实验堆为模型,采用MCNP5和SCALE5.1中的TSUNAMI-3D-K5对燃料核素的灵敏度系数进行计算与分析。结果表明,灵敏度系数与核素在MSRE中的含量、位置和核素的中子反应截面有关,得到灵敏度系数最大的核素²³⁵U的宏观裂变截面和宏观俘获截面的灵敏度系数分别为0.267和0.110。MCNP5和TSUNAMI-3D-K5计算不同能区下²³²Th宏观总截面和俘获截面的灵敏度系数曲线一致,曲线在0.1 eV附近有一小峰,振荡区域同截面共振区范围相同。     

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。     

熔盐堆钍铀、铀钚燃料循环核数据不确定度分析

反应堆物理设计不确定度是第4代核能系统的QMU（quantification of margins and uncertainties）有效性认证所必须的参数之一，核数据不确定度是其重要来源。基于自主开发的耦合程序BUND（burnup uncertainty of nuclear data），将SCALE程序TRITON和TSUNAMI-3D模块耦合，完成了熔盐堆钍铀燃料循环、铀钚燃料循环核数据引起的有效增殖因数k_eff不确定度分析，并与ENDF/B-Ⅶ.1协方差数据库计算结果进行了对比。结果显示：初始时刻，两种燃料循环模式下，核数据导致的k_eff不确定度分别为0.490%和0.582%。随燃耗的增加，核数据引起的k_eff不确定度增加。寿期末，两种燃料循环模式下，对k_eff不确定度影响显著增加的反应道分别为²³⁹Pu(nubar)、(n，f)、(n，γ)、¹⁰⁵Rh(n，γ)、¹³⁵Xe(n，γ)和²³⁴U(n，γ)、¹⁴³Nd(n，γ)、^131,135Xe(n，γ)等。     

熔盐冷却高温球床堆中Flibe对栅元均匀化群截面的影响

熔盐冷却高温球床堆与高温气冷堆所用冷却剂不同,其中子学性能会影响栅元均匀化群截面。本文基于MCNP5研究Flibe熔盐对²³⁸U、²³⁵U、²³²Th共振能区栅元均匀化群截面的影响,并与高温气冷堆进行对比。结果表明,由于熔盐的引入,²³⁸U、²³⁵U、²³²Th的栅元均匀化群截面在包含较强共振峰的能群会发生明显改变,²³⁸U、²³²Th栅元均匀化吸收群截面增大,²³⁵U栅元均匀化裂变群截面减小。随燃料填充度与熔盐填充度的增加,熔盐对所研究重核素的栅元均匀化群截面的影响增大;燃料运行温度与燃料富集度的变化,对Flibe引入的截面相对变化影响并不明显。计算结果表明,熔盐对栅元均匀化裂变群截面和均匀化吸收群截面的影响具有一定规律性。