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美国橡树岭国家实验室开发的SCALE/TRITON程序广泛用于反应堆临界安全、中子物理、辐射屏蔽和灵敏度与不确定度等方面的计算分析。基于SCALE/TRITON程序,采用等效体积、均匀混合和平均截面等三种外部耦合方法,处理单流双区熔盐堆的燃耗计算,解决了SCALE/TRITON程序在计算中不能精确反映流动燃料周期性均匀混合的问题。研究表明平均截面法与均匀混合法的计算结果几乎完全一致,与橡树岭文献结果也能很好符合,等效体积法因为没有考虑堆芯分区结构的差异而导致计算结果与其他两种方法偏离较大。基于SCALE/TRITON发展的平均截面法,放宽了对步长的要求,具有准确性好、计算效率高的优点,适用于熔盐堆两区(或多区)的堆芯设计与燃耗性能分析,具有重要的应用意义。 相似文献
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与氟盐堆相比,氯盐快堆具有超铀核素(Transuranics,TRU)溶解度更高、中子能谱更硬、熔点更低等方面的优势。基于熔盐嬗变堆(Molten Salt Actinide Recycler and Transmuter,MOSART)的堆芯结构,采用熔盐堆在线添料和后处理程序MSR-RS(Molten Salt Reactor Reprocessing Sequence)进行分析,针对氯盐快堆的熔盐组成、后处理方式等方面进行了优化,以利于提升其增殖及嬗变性能。首先分析了不同载体盐和启动燃料对燃耗性能的影响,提出了熔盐成分优化方案;然后引入离线批处理和在线连续处理两种后方式来提升燃耗性能。结果表明:在氯盐快堆中,高重金属溶解度的Na Cl更适合作为载体盐;TRU中的次锕系核素(Minor Actinides,MA)有助于提升增殖性能;采用离线批处理能够达到较好的燃耗性能,降低对后处理系统的要求。优化后的堆芯燃耗时间延长到31 a,相应的燃耗深度提高至210 GW·d·t~(-1)左右,233U的积累量达到8 300 kg,并且最终消耗了约12 000 kg的TRU,嬗变率为62.1%。 相似文献
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基于FLiBe载体盐,Th/~(233)U启堆,仅通过在线添加反应堆级钚,以实现熔盐堆~(233)U的自持和焚烧反应堆级钚的能力。采用单栅元模型,分析其在不同熔盐体积比、不同中子损失率下233U的自持和钚的利用性能。研究发现:在熔盐体积占比为10%～85%的较大范围内都可以实现~(233)U自持,其中约43%熔盐体积比下~(233)U增殖效果最佳。与此同时,43%熔盐占比下对钚的依赖最大,在熔盐体积比较小和较大时对钚的依赖较小;在熔盐体积比较小时更有利于钚的利用,其中在熔盐体积比为10%～15%时钚的焚烧率最大,约为75%。此外,中子损失率与钚的依赖近似呈正比关系,对~(233)U自持性能影响较小。 相似文献
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相比于氟盐快堆,氯盐快堆重金属溶解度更大、中子能谱更硬、增殖性能更好,是实现闭式燃料循环的理想堆型。为了分析对比氯盐快堆的Th-U与U-Pu循环的性能,基于2 500 MW的氯盐快堆,采用熔盐堆过渡态计算程序TMCBurnup与平衡态搜索程序MESA,从核素的演化、增殖性能、安全性能、放射性水平等方面分析了采用低富集铀(Low Enriched Uranium,LEU)启堆在两种不同过渡模式下的Th-U与U-Pu循环的过渡态及平衡态的性能。结果表明:U-Pu循环对应的增殖性能要好于Th-U循环,边增殖边燃烧(Breeding and Burning,BB)模式下两者平衡增殖比分别为1.56与1.24,相应的倍增时间为13.5 a与16.5 a。预增殖过渡(Pre-Breeding and Burning,PBB)模式下增殖比分别为1.58与1.08,倍增时间为12.8 a与13 a。而Th-U循环则具有更好的安全性能,更低的超铀核素(Transuranics,TRU)积累量及更小的放射毒性。 相似文献
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无慢化罐式堆芯结构的熔盐快堆(Molten Salt Fast Reactor,MSFR)中存在中子物理与热工水力的强耦合。应用耦合蒙特卡罗粒子输运程序OpenMC与计算流体力学软件OpenFOAM,建立了一套适用于熔盐快堆的三维稳态核热耦合计算程序。该程序基于python编程语言实现了OpenMC和OpenFOAM二者间的功率、燃料盐温度和密度分布等数据交互,可以获得堆芯内三维功率分布、中子通量密度分布、三维速度场和温度场分布。采用该耦合程序,建立了熔盐快堆的基准模型,研究了中子学区域划分数目和初始条件对keff、燃料盐速度和温度分布的影响。根据研究结果,推荐了一套合理的中子学区域划分方法与数目,表明了耦合程序设定的不同初始条件对keff结果无影响。最后,通过与熔盐快堆基准结果的对比验证了耦合程序的正确性,表明该程序适用于熔盐快堆的稳态核热耦合分析。 相似文献
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