摘要：核反应堆由于其能量密度高、功率质量比高和尺寸小等优点,成为未来载人火星探测任务的主要能源供给。为此,结合熔盐堆与高温热管技术,提出了寿期大于5 a的1 MWth火星表面热管熔盐堆(Martian Surface Molten Salt Reactor,(MS)2R)方案。采用MCNP(Monte Carlo N particle Transport Code)和MOBAT开展了(MS)2R的堆芯尺寸和反应性控制的优化设计,给出了堆芯物理设计参数:堆芯的高度和直径分别为90.94 cm和88.94 cm,富集铀装量为146.08 kg,堆本体质量为2.09×10^(3)kg;反应性控制的控制鼓采用厚度1.8 cm、包角120°的B4C(10B含量为90%)中子吸收体。分析结果表明:(MS)2R可实现满功率(1 MWth)运行5 a,并满足堆芯最小化、轻量化的需求;控制鼓布置能够满足反应堆寿期内的临界安全要求,且热管数量能够满足传热安全限值。本研究可为火星表面热管熔盐堆提供设计参考。

摘要：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233 U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,50a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38a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。

摘要：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。

摘要：钍基氟盐冷却高温堆(Thorium-based Pebble Bed Fluoride Salt-cooled High-temperature Reactor,PBTFHR)作为第四代核反应堆的堆型之一,其燃料元件由TRISO(TRi-structural ISOtropic)包覆燃料颗粒组成,具有较好的中子性能和安全性。本工作采用 SCALE 6.1 程序开展 PB-TFHR 的临界和燃耗性能计算,结合PANAMA模型研究包覆燃料颗粒的破损率,分析了PB-TFHR中TRISO包覆燃料颗粒的kernel半径、包覆层的厚度和密度对堆芯中子学性能、裂变气体氪、氙和碘产量及包覆燃料颗粒破损率的影响,给出优化的包覆燃料颗粒结构,为其物理设计提供参考。研究发现:当保持包覆层的厚度和密度不变时,较大的kernel半径(≥0.01 cm)可使堆芯处于欠慢化区,且堆芯温度反应性系数均为负值;在相同的燃耗下,kernel半径越小,堆芯中裂变气体的生成量越少,且包覆颗粒的破损率越小;当保持包覆层密度不变,只改变包覆层的厚度时,疏松热解炭层和内致密热解炭层的厚度对keff有较大影响;而当保持包覆层厚度不变只改变包覆层的密度对keff影响较小。