摘要：钍基熔盐堆缩比仿真装置是10 MW钍基熔盐固态试验堆的1/3缩比仿真装置,其设计功率为370 kW。19支加热管外缠绕螺旋线圈的环形通道加热器已用于仿真装置堆芯的加热。为了进一步理解加热管外径及环形通道的宽度对环形通道加热器性能的影响,采用Fluent软件分析了环形通道加热器在不同加热管外径及环形通道宽度下的流动与传热特性。利用熵产原理分析了环形通道加热器的整体性能。结果表明:由于螺旋线圈的存在,环形通道内的FLiNaK盐产生了轴向速度、径向速度及切向速度,同时环形通道内纵截面上出现逆流。加热管的外径对环形通道内FLiNaK盐的流动及传热特性无影响,加热管外径越大,环形通道加热器的能量利用率越高。环形通道宽度越大,环形通道内FLiNaK盐的压损越小,对流换热系数越小,环形通道加热器的能量利用率越低。

摘要：火星探测近来成为空间研究的一个主流趋势。建立火星基地是人类研究和开发火星的必然选择。与太阳能储能系统相比,核反应堆作为火星基地的能源系统,在系统质量、操作灵活性和环境适应性等方面具有显著优势。给出了火星熔盐堆(Mars Molten Salt Reactor,M2SR-1)的堆芯设计方案,并建立堆芯计算模型,以MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)和ORIGEN为计算工具,从物理、安全、热工等方面对M2SR-1进行了计算分析。分析结果表明:M2SR-1在满功率运行下可满足8 a的寿期要求,在不同假设掉落环境下,有效增殖因数均小于0.98,满足临界安全要求。本研究可以为星球表面熔盐堆设计提供参考。

摘要：熔盐-斯特林加热器用于熔盐空间堆发电系统的热量获取。为提高加热器的换热能力,设计了翅片式熔盐通道与多孔式斯特林内部热接收器,使用计算流体力学软件Fluent对不同结构的翅片与熔盐通道开展了数值模拟研究。结果表明:在熔盐通道内增加翅片可以提高斯特林加热器的换热能力,并且随着翅片高度的增加与翅片间距的减小,换热能力进一步提高,与无翅片结构相比,换热功率最大提升了76.2%。对比径向入口、切向入口与双径向进出口三种通道结构,径向入口通道的热流密度随着高度的增加,最大增幅为73.3%;切向入口通道的热流密度沿高度增幅为35.1%,但其在相同高度下的热流密度差异显著;双径向进出口通道的热流密度随着高度的增大先减小后增大,其增幅为40.5%;在换热能力方面,双径向进出口通道的换热功率与换热系数最高。研究可为熔盐空间堆斯特林加热器的设计提供一定的参考。

摘要：U-Zr合金燃料与液态铅、铋及其合金静态相容性是铅铋冷却反应堆燃料论证及设计的重要依据。试验选取600oC,保温1 000 h范围内,开展了U-Zr合金燃料与铅、铋及其合金静态相容性的研究。采用扫描电镜(Scanning Electronic Microscopy,SEM)及X射线衍射(X-ray Diffraction,XRD)分析了U-Zr合金燃料与铅铋等合金的界面反应情况,试验结果表明:U-Zr合金样品在铅铋合金的长时间(1 000 h)作用下,产生了不同程度的侵蚀现象,侵蚀程度可达到mm级。纯铋、纯铅、铅铋、铅锡、铅铋锡等均对U-Zr芯块有一定程度的侵蚀,其侵蚀程度排序约为Bi>Pb-Bi>Pb-Bi-Sn>Pb≈Pb-Sn。U-Zr芯块的腐蚀机理为溶解和共晶形成金属间化合物的综合过程,U和Pb、Bi分别能够形成金属间化合物UPb_3和UBi_2。U-Zr芯块的侵蚀程度取决于U和Zr在冷却剂成分中的固溶度和共晶反应速率。

摘要：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。氟盐冷却高温球床堆(Pebble Bed-Fluoride salt-cooled High temperature Reactor,PB-FHR)用B4C吸收体的控制棒作为反应性控制的主要手段。所有控制棒分布于石墨反射层的孔道中,其空间布局、几何结构、中子吸收体的特性参数等是影响控制棒反应性控制的关键因素。本文基于SCALE6程序,以10 MW固态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF1)(属于PB-FHR)设计模型为参考,系统研究了石墨反射层中控制棒径向位置、有效行程、棒体结构、吸收体长度、吸收体密度等因素对控制棒价值的影响。结果表明,控制棒的径向位置对控制棒价值影响较大;控制棒吸收体长度需综合考虑上下限位及极限下插限位对价值变化的影响;^(10)B的原子密度变化对控制棒价值影响较小。本研究为PB-FHR的反应性控制系统的设计及控制棒的制造加工提供理论参考。

摘要：熔盐堆(Molten Salt Reactor,MSR)采用熔融的氟化盐混合物作为燃料,由于核燃料的特殊性,MSR在中子物理学方面与传统固体燃料反应堆有着较大区别。本文基于蒙特卡罗程序MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code),以美国橡树岭国家实验室(Oak Ridge National Laboratory,ORNL)熔盐堆实验(Molten-Salt Reactor Experiment,MSRE)为参考反应堆,系统研究了堆芯尺寸、燃料盐体积比、燃料盐重金属摩尔比、燃料盐渗透等物理参数对堆芯物理特性参数的影响。结果表明:随着堆芯尺寸增加,堆芯临界装载量有最小值;随着燃料盐体积比增加,燃料盐回路系统中重金属临界装载量先减少后增加,燃料温度系数的绝对值同样先减小后增加;燃料盐浸渗对堆芯反应性的影响,与燃料盐体积比增加对堆芯反应性产生的影响一致。本研究为2 MW液态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel,TMSR-LF1)设计提供理论参考。

摘要：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2MW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BF3、LiF-BeF2-ZrF4、LiF-ThF4,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。

摘要：熔盐堆是第四代先进核能系统的候选堆型之一,具有经济性好、安全性高以及燃料循环灵活等诸多优点。排盐罐非能动余热排出系统是熔盐堆非能动安全系统的重要组成部分。本文针对373MW熔盐堆的非能动余热排出系统进行优化设计研究。通过对比MATLAB程序和CFD分析软件FLUENT对美国橡树岭国家实验室设计的熔盐实验堆(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE)模型的计算结果,完成了二者作为熔盐堆排盐罐非能动余热排出系统设计与分析软件的论证。针对373MW熔盐堆的排盐罐非能动余热排出系统提出了初步设计方案,并基于FLUENT仿真结果针对核心部件换热元件进行了一系列分析优化。分析结果表明:在保证换热元件壁面最高温度不超过977.4K最高设计温度的前提下,换热元件采用正方形排布,间距值取95.0mm可以实现经济最大化;减小气隙层对传热强化作用有限,因此气隙层宽度仍采用4.3mm。

摘要：为满足小区域供电需求,提出了一种热功率为100 MWt的小型熔盐堆的堆芯概念设计。该设计通过调整堆芯燃料初始装载量,使得反应堆在不添料的条件下可满功率运行1250 d,然后在寿期末进行燃料批处理。针对这种长换料周期的燃耗特性和燃料盐的特点,对该堆在运行期间主回路的放射性核素产量及其来源进行了分析。通过三维蒙特卡罗运输程序的计算软件KENOVI和燃耗分析模块Origen-S,对主回路放射性产物的积存量以及中子能谱等中子学参数进行了分析。结果表明:寿期末该反应堆中放射性活度约为7.36×10^(18) Bq,其中锕系核素的总活度约为1.47×10^(18) Bq,裂变产物的总活度为5.89×10^(18) Bq。裂变产物中惰性气体、碘的同位素及易挥发裂变金属分别为7.35×10^(17) Bq、9.56×10^(17) Bq、8.17×10^(17) Bq;锕系核素239Np同位素占绝大多数,约占锕系核素放射性总量的98%,也是堆运行过程中放射性最大的核素。本文结果可以为小型熔盐堆的反应堆放射性安全管理、燃料后处理以及辐射防护设计提供参考。

摘要：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。