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;10B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:为了准确测量燃料管燃耗和验证燃料管运行的正确性,保证反应堆安全运行、提高燃料的利用率和经济性,针对大直径燃料管相对燃耗测量存在的问题,根据燃料管结构设计了燃料管γ扫描测量系统。首先,用已知活度的10 mm 137Cs标准点源验证了装置的可靠性和方法的可行性。然后,选取了同一燃料组件3种不同直径燃料管进行γ扫描,分别测量了燃料管径向和轴向相对燃耗分布,根据径向相对燃耗分布确定了燃料管阴阳面。最后,在燃料管阳面最大燃耗处进行燃料管轴向γ扫描,获得燃料管轴向相对燃耗分布,并对比各层燃料管相对燃耗大小。通过本方法确定的燃料管相对燃耗测量相对误差小于4%,实现了燃料管相对燃耗的精确测量,为其它类型燃料元件相对燃耗测量提供了一种新思维。
摘要:正在研发的中国聚变工程实验堆(China Fusion Engineering Test Reactor,CFETR)集成设计平台包括物理设计平台和工程设计平台,工程设计平台采用模块化方式,包括磁体、真空室、偏滤器、中子学等模块。模块设计中涉及用计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)软件来对堆内部件开展热工水力分析,CFD的热源项包括中子学计算产生的核热,而中子学分析软件(如Monte Carlo N particle transport code,MCNP)核热输出结果文件存在CFD软件无法直接读取等问题。因此,基于网格-网格插值和点-点插值法,开发了中子学与CFD核热耦合模块,提供两种途径实现高精度的三维核热耦合。使用CFX软件,以CFETR的一种氦冷陶瓷包层(Helium Cooled Ceramic Breeder blanket,HCCB)中增殖单元模块为对象,进行了热工水力分析,计算结果表明了核热耦合模块功能的可靠性。