溶液核燃料流動臨界特性研究

陳亮　朱慶?！≈茜?/p>

【摘 要】本文針對熔鹽堆的溶液核燃料流動臨界堆芯模型，從粒子守恒方程出發(fā)，推導出考慮溶液核燃料流動情形下的中子動力學方程，并分別用解析方法和數(shù)值方法對一維情況進行求解，考察燃料流動對有效增殖系數(shù)、中子通量分布和緩發(fā)中子先驅(qū)核分布的影響，相互驗證。結(jié)果表明：燃料流動對有效增殖系數(shù)的影響較小，而對緩發(fā)中子先驅(qū)核的分布影響較大；并且在流速較大時，流動對瞬發(fā)中子通量分布的影響不能忽略。

【關鍵詞】熔鹽堆；流動臨界；單群近似；數(shù)值計算；緩發(fā)中子

【Abstract】Considering the fuel salt flow effect of the molten salt reactor or other reactors using solution of nuclear fuel， the neutron dynamic model was derived based on the particle conservation equations， and the critical problems was resolved using analytical and numerical methods respectively to study the flow effect to effective multiplication factor， neutron and delayed neutron precursors distribution. The calculation result shows that the influence of fuel flow to the effective multiplication factor is small， but large to the delayed neutron precursors distribution. In addition， the influence of fuel flow on the prompt neutron distribution cant be ignored when the velocity of the fuel is large.

【Key words】Molten salt reactor； Flowing criticality； One-group approximation； Numerical calculation； Delayed neutron.

21世紀初，國際核能論壇選定了6種反應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，再一次成為世人矚目的焦點。

分別計算不考慮流動項和考慮流動項兩種情況下的有效增殖系數(shù)，結(jié)果如下圖3。

從圖中可以看出，在U >900cm/s之后，是否考慮流動項，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性相當，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隨熔鹽流動發(fā)生偏移。因而若是關注中子通量的變化，不能簡單忽略流動項的影響。

3 結(jié)論

1）溶液核燃料的流動會造成有效增殖系數(shù)變小，但影響較??；

2）溶液核燃料的流動會顯著影響緩發(fā)中子先驅(qū)核的分布；

3）溶液核燃料的流速較大時，不能忽略流動項的影響，尤其在關心通量變化的場合。

【參考文獻】

[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.

[責任編輯：謝慶云]

【摘 要】本文針對熔鹽堆的溶液核燃料流動臨界堆芯模型，從粒子守恒方程出發(fā)，推導出考慮溶液核燃料流動情形下的中子動力學方程，并分別用解析方法和數(shù)值方法對一維情況進行求解，考察燃料流動對有效增殖系數(shù)、中子通量分布和緩發(fā)中子先驅(qū)核分布的影響，相互驗證。結(jié)果表明：燃料流動對有效增殖系數(shù)的影響較小，而對緩發(fā)中子先驅(qū)核的分布影響較大；并且在流速較大時，流動對瞬發(fā)中子通量分布的影響不能忽略。

【關鍵詞】熔鹽堆；流動臨界；單群近似；數(shù)值計算；緩發(fā)中子

【Abstract】Considering the fuel salt flow effect of the molten salt reactor or other reactors using solution of nuclear fuel， the neutron dynamic model was derived based on the particle conservation equations， and the critical problems was resolved using analytical and numerical methods respectively to study the flow effect to effective multiplication factor， neutron and delayed neutron precursors distribution. The calculation result shows that the influence of fuel flow to the effective multiplication factor is small， but large to the delayed neutron precursors distribution. In addition， the influence of fuel flow on the prompt neutron distribution cant be ignored when the velocity of the fuel is large.

【Key words】Molten salt reactor； Flowing criticality； One-group approximation； Numerical calculation； Delayed neutron.

21世紀初，國際核能論壇選定了6種反應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，再一次成為世人矚目的焦點。

分別計算不考慮流動項和考慮流動項兩種情況下的有效增殖系數(shù)，結(jié)果如下圖3。

從圖中可以看出，在U >900cm/s之后，是否考慮流動項，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性相當，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隨熔鹽流動發(fā)生偏移。因而若是關注中子通量的變化，不能簡單忽略流動項的影響。

3 結(jié)論

1）溶液核燃料的流動會造成有效增殖系數(shù)變小，但影響較??；

2）溶液核燃料的流動會顯著影響緩發(fā)中子先驅(qū)核的分布；

3）溶液核燃料的流速較大時，不能忽略流動項的影響，尤其在關心通量變化的場合。

【參考文獻】

[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.

[責任編輯：謝慶云]

【摘 要】本文針對熔鹽堆的溶液核燃料流動臨界堆芯模型，從粒子守恒方程出發(fā)，推導出考慮溶液核燃料流動情形下的中子動力學方程，并分別用解析方法和數(shù)值方法對一維情況進行求解，考察燃料流動對有效增殖系數(shù)、中子通量分布和緩發(fā)中子先驅(qū)核分布的影響，相互驗證。結(jié)果表明：燃料流動對有效增殖系數(shù)的影響較小，而對緩發(fā)中子先驅(qū)核的分布影響較大；并且在流速較大時，流動對瞬發(fā)中子通量分布的影響不能忽略。

【關鍵詞】熔鹽堆；流動臨界；單群近似；數(shù)值計算；緩發(fā)中子

【Abstract】Considering the fuel salt flow effect of the molten salt reactor or other reactors using solution of nuclear fuel， the neutron dynamic model was derived based on the particle conservation equations， and the critical problems was resolved using analytical and numerical methods respectively to study the flow effect to effective multiplication factor， neutron and delayed neutron precursors distribution. The calculation result shows that the influence of fuel flow to the effective multiplication factor is small， but large to the delayed neutron precursors distribution. In addition， the influence of fuel flow on the prompt neutron distribution cant be ignored when the velocity of the fuel is large.

【Key words】Molten salt reactor； Flowing criticality； One-group approximation； Numerical calculation； Delayed neutron.

21世紀初，國際核能論壇選定了6種反應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，再一次成為世人矚目的焦點。

分別計算不考慮流動項和考慮流動項兩種情況下的有效增殖系數(shù)，結(jié)果如下圖3。

從圖中可以看出，在U >900cm/s之后，是否考慮流動項，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性相當，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隨熔鹽流動發(fā)生偏移。因而若是關注中子通量的變化，不能簡單忽略流動項的影響。

3 結(jié)論

1）溶液核燃料的流動會造成有效增殖系數(shù)變小，但影響較??；

2）溶液核燃料的流動會顯著影響緩發(fā)中子先驅(qū)核的分布；

3）溶液核燃料的流速較大時，不能忽略流動項的影響，尤其在關心通量變化的場合。

【參考文獻】

[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.

[責任編輯：謝慶云]