熔盐实验堆堆芯结构变化对反应性的影响分析

熔盐堆采用液态燃料,由于燃料的流动性,堆芯结构的变化会直接影响堆芯活性区的燃料盐装载量,从而影响堆芯物理特性参数。本文基于蒙特卡罗程序MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code),以2 MW液态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel,TMSR-LF1)设计模型为参考,系统研究了套管破裂、石墨构件移动、石墨破损、燃料盐浸渗度等因素对堆芯反应性的影响。结果表明:对于堆芯套管破裂,堆芯引入正反应性,破裂位置离堆芯中心越近,引入的反应性越大;对于石墨构件移动,随着扇形石墨构件向外移动,堆芯反应性增加;对于堆芯石墨破损,破损发生后,原燃料盐流道被石墨堵住时,则堆芯反应性减小;对于堆芯石墨破损,破损发生后,新燃料盐流道形成时,当石墨破损半径较小时,堆芯反应性会增加,当石墨破损半径较大时,堆芯反应性会减小。对于堆芯石墨发生燃料盐浸渗,堆芯反应性增加,且燃料盐渗入量越大,反应性变化越大。本研究为2 MW TMSR-LF1安全分析提供参考依据。     

熔盐实验堆备用停堆方案及其可行性分析

反应性控制系统的设计是反应堆物理设计的主要内容之一。熔盐堆采用熔融的氟化盐混合物作为燃料,由于核燃料的特殊性,熔盐堆在反应堆设计方面与传统固体燃料反应堆有着较大区别。本文鉴于熔盐堆的特殊性,针对2 MW液态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel,TMSR-LF1),提出多种停堆方式,包括排燃料盐、套管中注中子毒物、改变燃料盐成分、改变堆芯石墨栅元数,并进行了计算分析。分析结果表明:往套管中注入中子毒物是在控制棒失效的情况下很好的替换停堆方式;燃料盐成分可调,是熔盐堆本身具有的特点,因此往燃料盐中添加BF_3、LiF-BeF_2-ZrF_4、LiF-ThF_4,是调节堆芯反应性很好的方式;改变石墨栅元数也可以使反应堆停堆。本研究分析可以为熔盐堆停堆方式提供技术储备和理论参考。     

反应堆瞬时短周期与反应性引入速率约束问题研究

核反应堆在反应性引入过程中会出现瞬时短周期现象,可能触发周期保护系统,从而出现非必要停堆问题。瞬时短周期受反应性引入速率影响较大,但同时与当前缓发中子先驱核浓度相关,一般难以量化。本文从点堆方程出发,基于两次保守假设,剥离出缓发中子先驱核浓度因素,推导出了简洁的瞬时短周期与反应性引入速率约束公式;并验证在该反应性速率约束下,瞬时短周期永远大于目标周期值,可以避免意外触发周期保护问题,为反应堆运行中的控制棒提升速率约束提供了理论依据。     

喷动床干燥工艺综述

喷动床干燥是对传统流化床干燥的革新和改造 ,它不仅能顺利地干燥谷物等颗粒粗大的物料 ,而且适用于热敏性物料的干燥 ,同时还可以进行多项化工单元操作。与国外发展成熟的喷动床技术相比 ,国内这方面的进展则显得较为缓慢。因此 ,本文从喷动床的起步、特点、结构、流化形式及喷动机制等方面入手 ,对其进行了较为系统的介绍 ,并给出了部分参数的计算公式及热质传递方程。     

PB-FHR堆芯活性区体积对冷却剂温度反应性系数影响的研究

氟盐冷却球床高温反应堆(Pebble Fluoride-Salt-Cooled High Temperature Reactors,PB-FHR)的冷却剂温度反应性系数与其堆芯活性区的几何尺寸有直接关系,研究选取7Li摩尔含量为99.995%的2Li F-Be F2做冷却剂,对冷却剂温度反应性系数与PB-FHR的堆芯活性区体积的关系进行定量分析。利用SCALE5.1软件对不同堆芯活性区体积的PB-FHR的冷却剂温度反应性系数进行了研究。分析结果表明:堆芯活性区体积越大的PB-FHR,冷却剂温度反应性系数越趋于正值,堆芯活性区体积越小的PB-FHR,冷却剂温度反应性系数越趋于负值。基于四因子公式的分析表明,逃脱共振俘获的概率、不泄漏概率和热中子利用系数在不同堆芯活性区体积的PB-FHR内的差异是影响冷却剂温度反应性系数差异的主要原因。     

在线加钚模式下的熔盐堆钍铀燃料可持续性研究

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。     

水溶液堆中子学优化和提取方式对99Mo生产效率的影响研究

医用同位素生产水溶液堆(Medical Isotope Production aqueous Reactor,MIPR)具有尺寸小、功率低和固有安全性高等优点,是⁹⁹Mo和其他医用同位素生产的较佳候选堆型之一。本文重点研究低富集铀启堆模式下的提取方式以及处理能力对MIPR生产⁹⁹Mo效率的影响。采用SCALE6.1蒙特卡罗程序、ENDF/B-Ⅶ238群数据库进行计算。首先,根据已有的实验数据对MIPR中子学计算方法进行了验证,并对堆芯设计进行了中子学优化。然后,根据优化的堆芯模型对不同提取方式以及处理能力下的⁹⁹Mo生产效率进行了研究,确定了可实现临界的铀浓度与富集度范围。结果表明：在不同富集度下存在最小临界质量,且随235U富集度的增加,最小临界铀质量时的铀浓度减小;有效倍增因子随硝酸浓度增加线性减小,相应的硝酸反应性系数约为-1.400×10^-2 L·mol^-1;随着铀浓度的增加,空泡和温度反应性系数减小,对应反应性系数分别约在(-100～-250)×10^-3     

液态燃料氯盐快堆最小需求燃耗分析

为探究采用增殖燃烧模式运行的液态燃料氯盐快堆的平均卸料燃耗深度,基于中子平衡分析方法,选取5种常用氯盐,提出在线清除裂变气体和难溶裂变产物方案来维持增殖燃烧运行模式,主要研究分析了氯盐的重金属密度和在线处理方案对最小需求燃耗的影响以及无限栅元模型下维持增殖燃烧模式可接受的堆芯中子损失项。分析表明68NaCl-32UCl₃和20UCl₃-80UCl₄的最小需求燃耗分别是30.47%FIMA（FIMA是指已裂变原子数与初始的总装料金属原子数之比）和10.28%FIMA;清除裂变气体和难溶裂变产物后,60NaCl-40UCl₃可接受的中子损失项从3.49%提高到10.68%。结果表明氯盐的重金属密度对最小需求燃耗有明显影响,同时清除裂变气体和难溶裂变产物能够较大提高燃料盐系统的中子经济性,以及提高增殖燃烧模式运行可接受的堆芯中子损失项。      

动态参数直接统计方法在TMSR-SF1中的应用

中子动态参数的准确分析与反应堆的安全特性紧密相关。固态燃料钍基熔盐实验堆(Thorium-based Molten Salt experiment Reactor with Solid Fuel,TMSR-SF1)作为第四代新堆型,采用蒙特卡罗输运程序计算其动态参数更有利于核安全评审。本文基于较通用的蒙特卡罗多粒子输运(Monte Carlo N Particle Transport Code,MCNP)程序,植入了动态参数直接统计方法,用于计算TMSR-SF1中的有效缓发中子份额和有效中子代时间。通过多个ICSBEP(International Criticality Safety Benchmark Evaluation Project)基准题的检验,计算结果与基准题实验误差在±5%以内,证明了该方法的准确性。运用该方法计算得到TMSR-SF1中6组有效缓发中子份额和有效中子代时间随燃耗深度的变化,其计算结果与采用MCNP共轭通量方法所得的数据误差在±3%以内,证明该方法用于TMSR-SF1的动态参数分析是合理可靠的。     

氟盐冷却高温堆主冷却剂放射性源项研究

针对氟盐冷却高温堆(FHR)正常运行时主冷却剂放射性源项进行了研究。对主回路源项主要贡献来源及产生原理进行了分析,基于三维蒙特卡罗输运程序KENOⅥ、燃耗分析模块ORIGEN-S及Mathematica程序,对堆芯中子能谱、堆芯源项及主回路源项扩散及活化进行了分析。应用该方法对FHR的一种设计堆型进行了定量分析,结果表明:主回路氚源项相对其他堆的较高,其产生率为5.16×1014 Bq·GWth~(-1)·d~(-1),应采取有效措施限制其向环境的释放。本文结果可为FHR的工程设计、辐射防护设计、氚源项控制、三废处理系统设计等提供参考。