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        溶液核燃料流動(dòng)臨界特性研究

        2014-02-24 08:31:28朱慶福
        科技視界 2014年10期
        關(guān)鍵詞:中子通量核燃料熔鹽

        陳 亮 朱慶福 周 琦

        (中國原子能科學(xué)研究院,中國 北京102413)

        21 世紀(jì)初,國際核能論壇選定了6 種反應(yīng)堆堆型作為第四代核能系統(tǒng)優(yōu)先研究開發(fā)的對象,包括超臨界水冷堆、超高溫氣冷堆、熔鹽堆、鈉冷快堆、鉛冷快堆和氣冷快堆[1]。其中,熔鹽堆作為唯一的液體燃料反應(yīng)堆,受到了人們的重視。

        熔鹽堆具有固有安全性,可利用的裂變?nèi)剂戏N類豐富,用途廣泛,在線按需增減燃料,在線后處理等突出優(yōu)點(diǎn),再一次成為世人矚目的焦點(diǎn)。

        本文僅針對零功率堆芯物理進(jìn)行研究,即溶液核燃料流動(dòng)臨界特性研究,分別用解析方法和數(shù)值方法對熔鹽堆堆芯控制方程進(jìn)行求解,并對結(jié)果進(jìn)行分析。

        1 一維平板堆芯模型的解析求解

        一維穩(wěn)態(tài)情形下,含有緩發(fā)中子的單群近似擴(kuò)散方程為[2]:

        邊界條件為:

        其中τL是燃料在外部循環(huán)的輸運(yùn)時(shí)間,連接入口和出口。平板反應(yīng)堆的外推邊界在z=0 和z=H 處。常溫下平均中子速度vg約為2.2km/s,由于熔鹽流速U 遠(yuǎn)小于中子速度vg,通常情況下,上式中的流動(dòng)項(xiàng)可以忽略(。

        方程組的解為:

        假設(shè)管道中熔鹽流速為無窮大,此時(shí)邊界條件為C(0)=C(H),代入邊界條件(3),可得:

        2 數(shù)值求解堆芯控制方程,并與解析結(jié)果對比

        引入有效增殖系數(shù)k,方程(1)改寫成:

        有效增殖系數(shù)求解公式:

        堆芯尺寸為a=109.1cm,這里群常數(shù)的選擇為:L2=300cm2,D=0.933,λtr=2.8cm,k∞=1.060。單群緩發(fā)中子有效份額 β=0.0065,衰變常數(shù)為λ=0.072。外推距離d=0.7104,λtr=1.98912cm 由臨界計(jì)算公式得

        可令U=0,上面的程序計(jì)算的即為傳統(tǒng)解。計(jì)算的keff=0.99998

        理論的通量解與計(jì)算值比較如圖1。

        圖1 U=0 時(shí)通量的理論值與程序計(jì)算值

        中子通量分布和緩發(fā)中子先驅(qū)核分布情況如圖2[3]。

        從圖中可以看出,緩發(fā)中子先驅(qū)核密度的分布幾乎是一常數(shù),與理論解一致,驗(yàn)證了程序計(jì)算的正確性。

        分別計(jì)算不考慮流動(dòng)項(xiàng)和考慮流動(dòng)項(xiàng)兩種情況下的有效增殖系數(shù),結(jié)果如下圖3。

        圖2 U=∞時(shí)通量和緩發(fā)中子先驅(qū)核計(jì)算值

        圖3 考慮和不考慮流動(dòng)項(xiàng)的有效增殖系數(shù)

        從圖中可以看出,在U >900cm/s 之后,是否考慮流動(dòng)項(xiàng),對有效增殖系數(shù)的影響約為0.1%,這與緩發(fā)中子流失失去的反應(yīng)性相當(dāng),已經(jīng)不能忽略了。而對于中子通量分布,不同流速下的中子通量分布如圖4。

        可見中子通量的最大值會(huì)隨熔鹽流動(dòng)發(fā)生偏移。因而若是關(guān)注中子通量的變化,不能簡單忽略流動(dòng)項(xiàng)的影響。

        圖4 不同流速情況下的中子通量分布圖

        3 結(jié)論

        1)溶液核燃料的流動(dòng)會(huì)造成有效增殖系數(shù)變小,但影響較??;

        2)溶液核燃料的流動(dòng)會(huì)顯著影響緩發(fā)中子先驅(qū)核的分布;

        3)溶液核燃料的流速較大時(shí),不能忽略流動(dòng)項(xiàng)的影響,尤其在關(guān)心通量變化的場合。

        [1]JAMES A L.The fourth generation of nuclear power[J].Progress in Nuclear Energy,2002,40(3-4):301-307.

        [2]Jiri K, Ulrich G, Ulrich R, et al.DYN1D-MSR Dynamics Code for Molten Salt Reactors[J].Annals of Nuclear Energy,2005(32):1799-1824.

        [3]Claudio Nicolino, Giovanni Lapenta, Sandra Dulla, et al.Coupled dynamics in the physics of molten salt reactors[J].Annals of Nuclear Energy,2008(35):314-322.

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