摘要：液态燃料钍基熔盐实验堆滞留盘管是熔盐堆尾气处理系统的重要核安全级设备,为尾气中短寿命核素衰变提供封闭环境,同时去除衰变热,降低其后碘吸附床和活性炭吸附床的温度。本文介绍了业主提供的2 MWt液态燃料钍基熔盐实验堆滞留盘管原设计方案中存在的问题及结构优化后的新设计方案。优化后的滞留盘管设计方案具有散热性好、泄漏点少(焊缝少)、容易施焊、便于检测监控维修、用材少等优点,具有较好的可靠性和经济性。

摘要：利用上海核工院自主开发的SONG/TANG-MSR程序系统,通过大量的方案筛选,在熔盐燃料成分、慢化剂材料以及栅格结构等方面对钍基熔盐堆(TMSR)栅格进行设计优化。提出采用无铍熔盐作为燃料,以提高重核(ThF4,UF4)溶解度;采用氧化铍(BeO)作为慢化剂,从而提高中子经济性;创新性地采用熔盐燃料与慢化剂隔离的SiC包壳管设计,保持堆芯结构的稳定性和抗辐照性能。对优化后的栅格设计计算结果表明:新型的熔盐堆栅格设计具有很高的增殖比并保持负功率系数,从而满足下一代核能系统可持续性和安全性要求。

摘要：基于固态燃料钍基熔盐堆(TMSR-SF1)的特点,提出了基于多专业耦合的反应堆本体设计方法。参考现有成熟的设计规范,结合固态燃料钍基熔盐堆反应堆本体的结构和功能要求,完成了反应堆本体结构设计方案,并进行了反应堆本体屏蔽设计分析、堆容器上顶盖传热与温度场分析、反应堆结构力学分析,最终通过本体结构设计与多专业分析的反复分析迭代,初步实现了TMSR-SF1反应堆本体设计,满足TMSR-SF1功能要求。此外,通过反应堆结构选材论证和制造可行性分析,确保了结构设计的工程可实施性。

摘要：通过对钍基熔盐堆数字化操作规程系统的功能、类型、特征分析,实时界面交互数据库、实时数据处理数据库技术以及显示界面人因技术的运用,实现了钍基熔盐堆数字化操作规程系统的设计与技术验证。钍基熔盐堆数字化操作规程系统初步的应用测试显示,该系统是一种先进、适用、可靠的数字化操作规程系统。

摘要：固态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF1)作为第四代先进核反应堆堆型之一,继承了熔盐冷却剂和球形燃料元件的许多优点和技术基础,具有良好的经济性、设计上的固有安全性、钍铀燃料的可持续性和防核扩散性。本文以10 MW固态燃料钍基熔盐堆为模型,利用MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)和ANSYS Fluent等模拟程序对其进行多物理耦合分析,同时利用C++语言编写了堆芯活性区的物理-热工耦合计算程序,实现了MCNP计算结果与Fluent程序的对接,并且通过对比耦合前后结果,分析了堆芯功率密度分布、有效增殖因子、温度分布等主要参数,为熔盐堆的设计、安全性评估和操作运行提供了参考依据。

摘要：首先,介绍了钍基熔盐反应堆的低压运行优点与结构的安全性。其次,研究了熔盐循环冷却回路系统,包括一次燃料盐回路系统和二次冷却盐回路系统,讨论了熔盐循环回路系统中熔盐局部过热的原因及危害,分析了熔盐最高液膜温度的计算方法。最后,探讨了熔盐循环冷却回路系统的设计开发步骤,并分析了熔盐循环冷却回路系统的计算机自动控制。

摘要：钍基熔盐堆石墨材料辐照考验目标为:中子注量为5×10^(20)cm^(-2)(±15%)(E>0.1 Me V),堆内辐照试验温度650℃(允许偏差±50℃)。为了满足辐照考验要求,在高通量工程试验反应堆(HFETR)第92-I炉的K07孔道进行辐照验证试验。该验证试验辐照装置采用分段构成的型式,主要由辅助密封段、辐照试验段、气管组件3部分构成,辐照罐外围为去离子水,辐照罐内为惰性气体用于控制辐照试验温度。使用MCNP程序对各样品中子注量进行预示计算,同时在辐照装置阳面和阴面都布置了探测器进行中子注量测量。试验表明:在辐照试验过程中,在辐照装置调气系统最佳导热模式下辐照温度略高于上限700℃;利用MCNP程序预示计算中子注量结果为5.7×10^(20)cm^(-2)(E>0.1 Me V),而中子注量测量结果为4.83×10^(20)cm^(-2)(E>0.1 Me V),基本满足石墨材料辐照考验中子注量要求。

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：钍基熔盐堆核能系统(TMSR)为第四代先进核能系统,需要更先进、更可靠的物理设计,而核数据的可靠性对于核设计精度有着至关重要的影响.受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循环专用核数据库CENDL-TMSR,包括微观评价核数据库和宏观参数库,以用于钍基熔盐实验堆的临界计算以及屏蔽设计.为验证钍铀循环专用核数据库的可靠性与适用性,对该库进行了临界基准检验与屏蔽基准检验.临界检验结果表明,绝大部分基准装置的keff计算值与实验值的相对误差都在0.5%之内,表明该数据库是可靠的,可用于钍基熔盐实验堆的物理设计.屏蔽计算结果与实验数据基本吻合,整体性能优于其他评价核数据库.

摘要：功率控制系统(Power Control System,PCS)是反应堆控制系统(Reactor Control System,RCS)的重要组成部分,它完成功率提升、功率保持与功率调节的作用。在钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)核能系统固态堆设计方案中,功率控制器根据实测功率与设定功率值之间的偏差和偏差的变化趋势,按照经典的比例-积分-微分(Proportional Integral Derivative,PID)控制算法,给出调节控制棒的运动距离和运动方向等信号。PCS的PID算法设计与基于反应堆中子物理、热工及控制棒的传动性能构成的闭环控制系统的特性有关,其不同参数的确定与系统的静态和动态性能指标的要求相对应。本文从控制的角度出发,在已有的控制棒样机中设计的棒控棒位系统及相关中子物理的基础上对PCS的PID算法进行多层次仿真与参数分析,并对系统的可控性与可测性进行分析验证。分析及仿真结果表明两种控制模型下的系统均是完全可控及完全可测的,在合适的PID参数集下均能体现响应的快速性及系统的良好鲁棒性和抗干扰能力,具有实际的应用意义。