摘要：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。

摘要：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。

摘要：为研究熔盐堆系统在商业应用中的价值,分析其是否满足电网负荷的变化需求和安全运行的能力,本文以1 GWt球床式氟盐冷却高温堆(PB-FHR)为研究对象,仿真计算其在负荷跟踪模式下的瞬态行为和运行特性。以RELAP5/MOD4.0程序为研究工具,并植入相关的熔盐物性与计算关系式,建立氟盐冷却高温堆的热工水力系统与功率控制系统的仿真模型,对典型负荷工况参数变化情况下控制系统的响应特性进行仿真分析。结果表明:该氟盐冷却高温堆系统在设计的控制逻辑的调控下,展示出良好的负荷跟踪运行能力,堆芯功率能迅速响应负荷变化,功率超调和温度超调小,反应堆的运行参数始终处于合理的运行范围内。

摘要：氟锂铍(FLiBe)熔盐作为液态熔盐堆的冷却剂和载体盐,具有一定的慢化性能,其热中子散射数据影响熔盐堆的中子学性能,进而影响熔盐堆物理设计和安全运行。基于通用蒙特卡罗粒子输运程序分析了液态FLiBe熔盐的热中子散射数据对65 MW熔盐堆堆芯中子能谱、不同能谱下有效增殖因数k_(eff)、核素反应率、温度反应性系数等中子学性能的影响。研究结果表明:考虑FLiBe熔盐热散射效应,堆芯中子能谱变硬,导致~(235)U裂变反应率和k_(eff)变小,燃料的温度反应性系数中多普勒系数减小0.28×10~(-5) K~(-1),而密度反应性系数几乎无变化。当堆芯由热谱转变为相对较快的中子能谱时,FLiBe熔盐热散射效应导致~(235)U裂变率减少的变化量降低,k_(eff)的下降幅度从9.2×10~(-4)变为2×10~(-4)。因此,熔盐堆堆芯物理计算需开展FLiBe熔盐的热中子散射数据影响的量化。

摘要：为更好地理解和掌握熔盐换热器的运行特征,并给熔盐堆中换热器的设计和运行累积经验,本文以美国橡树岭国家实验室10 MWt熔盐实验堆(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE)用的主换热器为研究对象,基于该换热器的设计参数,应用管壳式换热器的理论计算方法(包括Kern方法和Bell-Delaware方法)、换热器设计软件HTRI Xchanger Suite和计算流体力学方法(Computational Fluid Dynamics,CFD)对换热器的关键性能指标(如换热系数、压降和换热功率)分别进行了计算分析,并与MSRE主换热器的实验数据进行比较分析。结果表明:两种理论计算方法(Kern方法、Bell-Delaware方法)、HTRI软件及CFD仿真模拟的结果与实验结果的差异均在可接受范围内。其中,Kern方法与MSRE实验所得的换热量相差最大,约为15%;HTRI软件模拟与MSRE实验所得的总换热系数相差最小,为0.16%。理论计算方法、换热器设计软件及CFD仿真均在不同程度上适用于熔盐-熔盐换热器设计,且CFD仿真还可以对换热器内部传热和流动细节进行直观描述。

摘要：有效缓发中子份额(β_(eff))是研究反应堆动力学特性的关键参数。在液态燃料熔盐堆(MSR)中,燃料流动引起缓发中子先驱核(DNP)在堆内的再分布,并使部分DNP在堆外回路衰变,从而导致β_(eff)的计算方法与固态燃料反应堆不同。为评估石墨慢化通道式熔盐堆内燃料流动引起的反应性损失,研究缓发中子随燃料的流动行为,同时为堆设计和安全分析提供依据,分别基于解析方法和数值方法推导了计算β_(eff)的数学模型,计算了熔盐实验堆(MSRE)在额定工况下的DNP损失份额和堆内DNP浓度分布,并分析了燃料在堆外流动时间和入口流量对β_(eff)的影响。结果表明:两种方法均可对DNP行为提供合理描述;固定燃料在堆外流动时间,β_(eff)随入口流量的增加而减小;固定入口流量,β_(eff)随燃料在堆外流动时间的增加而减小,80 s后趋于稳定。

摘要：熔盐堆的进出口通道与堆芯相互连通,流动的液态燃料可以在通道和堆芯间自由穿行,有别于具有固定边界条件传统固体燃料反应堆。本文基于蒙特卡罗程序MCNP,以MSRE为参考反应堆,系统研究了熔盐堆不同燃料区域对反应堆物理的影响,其内容包括堆罐顶部和底部燃料,流通管道内燃料。分析了不同边界条件下的堆芯物理,给出了有效堆芯区域。结果表明,堆罐顶部和底部燃料对有效增殖因子(keff)和能谱影响较大,出口管道半径小于25 cm对有效增殖因子影响不大,管道长度超过20 cm后对有效增殖因子的扰动可以忽略,从而为熔盐堆的设计和计算程序的开发提供了理论基础。

摘要：本文采用蒙特卡罗程序MCNP5对熔盐实验堆MSRE的堆芯罐和反应堆容器的中子辐照损伤量——原子离位数率(DPA rate)进行计算与分析。确定了堆芯罐和反应堆容器上的中子注量率分布,对其中中子注量率最大的区域进行详细的原子离位数率计算。计算显示堆芯罐和反应堆容器最大的原子离位数率均发生在内表面、堆中心平面处、θ角度在22°～34°之间的区域,最大原子离位数率可达3.90×10-9 s-1,且快中子对原子离位数率贡献要大于热中子。研究结论对新概念熔盐堆设计和参数选择具有重要的实际意义。

摘要：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。

摘要：裂变核能是保障能源增长需求和促进节能减排的重要手段。钍基核能具有中子增殖性能好、产生高放废料少和储量丰富等特点;熔盐堆作为第四代先进反应堆的6个候选堆之一,具有钍高效利用、高温制氢、无水冷却、适合小型模块化设计等优势和潜力。发展钍基熔盐堆,对中国的核能战略发展具有重要意义,将会有助于解决中国的能源和环境双重挑战。2011年1月,中国科学院启动战略性先导科技专项——钍基熔盐堆核能系统(TMSR),采取液态熔盐堆和固态熔盐堆两种堆型研发同时部署和相继发展的技术路线,致力于实现基于熔盐堆的钍资源高效利用和核能综合利用,为我国核能发展赢得先机。