摘要：印刷电路板式换热器(Printed Circuit Heat Exchanger,PCHE)换热效率高,结构紧凑,可作为小型模块化熔盐堆热量传输的关键设备,对其流动换热特性的研究具有重要意义。采用数值模拟方法,以翼型通道的熔盐(FNaBe)-氦气换热器为研究对象,通过计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)数值模拟计算对其熔盐侧的传热特性和阻力特性进行对比分析,分别得到不同温度、翅片类型和不同节距结构下的熔盐(FNaBe)-氦气换热器的流动换热特性,并与传统直通道结构对比进行综合评估。研究结果表明,数值模拟的计算结果与实验结果对比符合较好,翼型翅片流道结构相较于直通道结构能够强化传热、降低阻力,其中节距为8 mm的NACA0025翼型翅片流道结构的流动传热特性最好。本研究建立的数值模拟方法能够用于印刷电路板式换热器的流动传热特性的预测,拟合出节距为8 mm的NACA0025翼型翅片结构的经验关联式,为后续换热器的设计提供理论基础。

摘要：氦氙冷却反应堆可采用一体化布雷顿循环系统,在小型化、轻量化方面具有独特优势而备受关注。但目前鲜有关于小型氦氙冷却反应堆的严重事故分析研究。概率安全评价法(Probabilistic Safety Assessment,PSA)是一种评价反应堆安全性的重要方法,可为反应堆设计改进、故障诊断、运行指导等提供有价值的依据。而始发事件发生频率是PSA分析所必需的输入参数。本文以小型氦氙冷却移动式固体核反应堆电源为分析模型,参考高温气冷堆以及压水堆运行经验及部件失效数据,分析了堆芯排热增减、反应性和功率分布异常、管道破口和设备泄漏异常、未能紧急停堆的预期瞬态(Anticipated TransientWithoutScram,ATWS)以及丧失场外电源等事故的发生频率,结果分别为3.90×10^(−2)RY^(−1)、2.36×10^(−1)RY^(−1)、2.69×10^(−2)RY^(−1)、6.50×10^(−2)RY^(−1)、2.69×10^(−2)RY^(−1)以及4.60×10^(−2)RY^(−1),分析结果为进一步开展核电源PSA分析提供基础参考价值。

摘要：锂是熔盐堆燃料载体盐的主要材料之一,其中子核反应截面数据是熔盐堆芯中子物理设计及堆芯长期安全运行中的重要基础数据.本工作基于中国散裂中子源反角白光中子束线(CSNS Back-n)飞行时间谱仪,利用中子全截面测量谱仪(NTOX),采用透射法测量了天然锂中子全截面.实验中,中子飞行距离约为76.0 m,采用15.0 mm和8.00 mm两种厚度的天然锂金属样品,在0.4 eV-20 MeV中子能量范围内测得了统计计数较好的中子全截面.特别是在keV及以下能区增补了实验数据,为锂的核数据评价工作提供了更加丰富和可靠的实验数据.在此基础上,采用1/v律和R矩阵理论对MeV以下能区的新测量数据进行了理论分析,获得了7Li和6Li在260 keV能量附近的中子共振参数.

摘要：对一台螺旋管式熔盐-氦气换热器进行试验研究,并利用威尔逊法对试验数据进行处理,获得螺旋管式换热器用于熔盐-氦气对流传热的传热准则关系式。将关系式与经验公式对比分析,结果表明螺旋管式换热器在管程和壳程均能提高工质对流换热系数,同时为熔盐-氦气换热器的设计提供设计依据。

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：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：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：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：反应堆物理设计不确定度是第4代核能系统的QMU(quantification of margins and uncertainties)有效性认证所必须的参数之一,核数据不确定度是其重要来源。基于自主开发的耦合程序BUND(burnup uncertainty of nuclear data),将SCALE程序TRITON和TSUNAMI-3D模块耦合,完成了熔盐堆钍铀燃料循环、铀钚燃料循环核数据引起的有效增殖因数keff不确定度分析,并与ENDF/B-Ⅶ.1协方差数据库计算结果进行了对比。结果显示:初始时刻,两种燃料循环模式下,核数据导致的keff不确定度分别为0.490%和0.582%。随燃耗的增加,核数据引起的keff不确定度增加。寿期末,两种燃料循环模式下,对keff不确定度影响显著增加的反应道分别为239Pu(nubar)、(n,f)、(n,γ)、105 Rh(n,γ)、135 Xe(n,γ)和234 U(n,γ)、143 Nd(n,γ)、131,135 Xe(n,γ)等。

摘要：为满足钍基熔盐堆物理设计和钍铀燃料循环物理分析对核数据的需求,中国核数据中心研制了一套钍铀燃料循环专用数据库CENDL-TMSR-V1。本文利用SCALE程序,针对熔盐堆开展了SCALE 6.1自带数据库和CENDL-TMSR-V1库对比分析。结果显示,针对1 GWt钍增殖熔盐堆,利用两个数据库的238群数据计算的不同燃耗下k eff最大差异约1200 pcm。结合核数据对k eff的灵敏度分析显示,其差异主要由石墨的核数据不同引起的。宏观检验结果显示,CENDL-TMSR-V1库中石墨数据更合理。同时,基于CENDL-TMSR-V144群协方差数据,计算得到核数据对初始时刻k eff总不确定度为1.03%,约为SCALE 6.1自带44群协方差数据库计算结果的2倍,其差异主要由233 U、232 Th等核素的协方差数据不同导致。