新概念熔盐堆物理计算方法研究及程序设计

1、第42卷第12期2008年12月原子能科学技术AtomicEnergyScienceandTechnologyVol.42,No.12Dec.2008新概念熔盐堆物理计算方法研究及程序设计张大林1,2,秋穗正1,2,刘长亮2,苏光辉1,2,贾斗南1,2(1.西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室,陕西西安2.西安交通大学核能科学与技术学院,陕西710049;710049)摘要:考虑新概念熔盐堆燃料盐的流动特性,模型,并采用数值方法对3、快中子分布、,对热,缓发中子先驱核移出堆芯的比率也越大。:;中子扩散;缓发中子先驱核;流动效应;数值计算;文献标志码:A文章编号:100026931(2008

2、)1221103206NuclearCalculationandProgramDevelopmentforMoltenSaltReactorZHANGDa2lin1,2,QIUSui2zheng1,2,LIUChang2liang2,SUGuang2hui1,2,JIADou2nan1,2(1.StateKeyLaboratoryofMultiphaseFlowinPowerEngineering,XianJiaotongUniversity,Xian710049,China;2.SchoolofNuclearScienceandTechnology,XianJiaotongUniversit

3、y,Xian710049,China)Abstract:Consideringthefuelsaltfloweffectofthemoltensaltreactor,theneutrondynamicmodelwasderivedbasedontheparticleconservationequations,andthecriticalproblemwascalculatedbynumericalmethodunderthreeworkingconditionstostudythefloweffecttoeffectivemultiplicationfactor,fastneutron,the

4、rmalneutronanddelayedneutronprecursorsdistribution.Thecalculatedresultsshowthattheinfluenceofmassflowontheeffectivemultiplicationfactorisverysmall,andtheinfluenceonthethermalneutrondistributionislargerthanthatonthefastneutrondistribution.Inaddi2tion,thepercentageofthedelayedneutronprecursorsmovingou

5、tthecoreincreaseswiththeincreasingmassflow.Keywords:moltensaltreactor;neutrondynamicmodel;neutrondiffusion;delayedneutronprecursors;floweffect;numericalcalculation收稿日期:2007208201;修回日期:2007210223基金项目:国家自然科学基金资助项目(10575079),女,江苏新沂人,博士研究生,核反应堆工程专业作者简介:张大林(1981© 1994-2011 China Academic Journal Ele

6、ctronic Publishing House. All rights reserved. 1104原子能科学技术第42卷熔盐堆的概念最早由美国橡树岭国家实验室(ORNL)提出,并于1954年建成第1座2.5WM的用于军用空间核动力实验的熔盐堆(ARE);19651968年间,该实验室又成功运行一8MW的熔盐增殖实验堆(MSRE)达13000h1。这两座原型堆从理论和实践上证图1。在石墨反射层构成的熔盐堆芯内,氟化铍、氟化锂和氟化锆及溶解在其中的铀或钍的氟化物组成的燃料盐既是慢化剂又是冷却剂,无专门制作的固体燃料元件。含有裂变和可转换材料的熔盐以600从堆芯入口流入,在堆芯活性区发生裂变放出

7、热量,流出堆芯出口时温度可达8001000。堆芯流出的高温熔盐通过一次侧换热器将热量传给二次侧冷却剂熔盐,二次侧冷却剂熔盐再通过二次侧换热器传给三回路的氦气。明了熔盐堆的可行性,并显示出了熔盐堆的以下特点:1)中子的经济性;2)燃料循环的连续或批量处理特性;3)固有安全性。欧盟正在开展的MOST(moltensaltreac2tortechnology)计划试图用熔盐堆对长寿命的核废料及次锕核素(MAs)进行嬗变2;在俄罗斯,用于燃烧Pu和MAs的MOSART(moltensaltadvancedreactortransmuter)正在2.2,由于燃料,使它的物理特性不同于常规固体反应堆。本文

8、采用分群扩散理论,从最基本的粒子守恒方程出发,推导熔盐堆物理分析控制方程,得到的熔盐区中子动力学方程如下:G)(vf)gg+=p,g(1-tgg=16g-1i=1中324;日本的JAEA和德国ER26,熔剂,全不同于其它固体燃料反应堆的一种全新的核反应堆技术,目前尚无其它反应堆设计理论和安全分析方法可借鉴。熔盐堆物理计算方法的研究,不论是对反应堆物理、热工设计还是安全分析均有重要意义。d,g,iiCi+󰃝Dg󰃝g+g=1ggg-(1)gr,g-󰃝(Ug)gG1新概念熔盐堆系统设计中的新概念熔盐堆系统原理示于(vf)gg-=i󰃝(U

9、Ci)iCi-tg=1(2)图1熔盐堆系统结构示意图Fig.1Schemeofmoltensaltreactorsystem© 1994-2011 China Academic Journal Electronic Publishing House. All rights reserved. 第12期张大林等:新概念熔盐堆物理计算方法研究及程序设计1105由于石墨反射层内无增殖效应和流动特性,故在石墨反射层内的中子扩散方程为:g-1ggg-gr,g=󰃝Dg󰃝g+tgg=1(3)石墨反射层内的控制方程为:grgrgrgr(8)-󰃝D1&#

10、983261;=01+r,11grgrgrgrgrgr-󰃝D2󰃝=2+r,22121(9)Ci=0(10)式中:上标ms表示熔盐区,gr表示石墨反射层;下标1表示快群,2表示热群;keff为有效增殖系数,定义如下:(n)keff=(4)=-iCit式中:和C分别为中子通量密度和缓发中子先驱核浓度,其下标g为中子群数(g=1,G),i为缓发中子先驱核群数(i=1,6);p和、D、f、d分别为瞬发和缓发中子能谱;gg和r为群常数,分别为每次裂变产生的中子数、裂变截面、扩散系数、g群到g群的迁移截面和移出截面;i为第i组缓发中子先驱核的衰变常量;i为第i,所有i的和;

11、v度矢量。,即先驱核,不考虑两者间的相互影响。2.2堆芯临界计算模型在建立的堆芯中子动力学模型的基础上,易建立熔盐堆的临界计算模型。中子能群数取为快群和热群,并假设瞬发和缓发中子能谱为:p,1=1;p,2=0;d,1,i=1;d,2,i=0。又由于熔盐的流动速度远小于中子速度,故式(1)中的流g)0),则可得熔盐区动项可忽略(󰃝(Ug和石墨反射层内的双群控制方程,熔盐区为:msmsmsms-󰃝D1󰃝+=1r,11keff26fmsgg=1n-11/keff(µ(v)f)1(v1f1(n)(n)f)2+(vdV2(n-1)(n-1)2+(

12、vdV12(11):n1n-1代2.设计的熔盐堆堆芯为石墨围成的空腔,空腔内是流动的燃料熔盐。这样,整个堆芯可近似为一大尺寸的燃料元件,采用DRAGON程序计算群常数。DRAGON原是为CANDU堆设计的组件计算程序,采用碰撞概率法求解多群中子输运方程,而后根据反应率守恒并群,得到少群群常数和中子通量分布。根据中子物理理论,如能群数目取得足够多,能量宽度En很小,每一群的各中子反应截面依赖于中子通量密度能谱的程度就较小,且在每一En内变化较小或近于常数,这样能群数目足够多的多群截面库与系统的具体成分及几何和堆形则无密切关系。本文选用IAEA于2006年发布的172群多群微观截面数据库,在DRA

13、GON下计算群常数。各组缓发中子的份额i及其先驱核衰变常量i采用文献7中的数据(表1)。)(v)(1-msmsg+msmsi=1Cii(5)-󰃝D2󰃝+r,222msmsms(6)=121-󰃝(UCi)=keff2g=1(v)fgg-iCi(7)Table1组编号i123表1缓发中子份额及其先驱核衰变常量Delayedneutronfractionandprecursordecayconstanti2123×10-411457×10-311307×10-3i0.01240.03050.111组编号i456i0.301

14、1.143.01i21628×10-37166×10-42180×10-4© 1994-2011 China Academic Journal Electronic Publishing House. All rights reserved. 1106原子能科学技术第42卷数值计算1)中子扩散方程的求解对熔盐区和石墨反射层内的中子扩散方(6)、程,在二维圆柱坐标下进行求解,式(5)、(8)、(9)均可表示为如式(12)所示的统一形式,2.4其中,各个变量所对应的SC、SP列于表2。(12)󰃝D󰃝+SP+SC=0采用数值方法

15、对式(12)进行求解。首先对方程进行离散,为保证方程的守恒性,采用有限容积积分法对控制方程进行离散。图2所示为圆柱轴对称坐标网格系统下的中子通量控制容积P,对其积分得到的离散方程如下:P=aEE+aWW+aNN+aSS+baP();aW=;aN(x)E/Ex)W图2Fig.2Controlvolumeoffluxkeff(f)vf)22,则式其中:aE=(:=iQ-iCidx(15);aSaP=E+W+aN+(r)N/r)SSaS-SPVCV;V=0.5(rN+rS)rx;下标W、S、E、N表示节点,w、s、e、n表示界面。表2Table2分区熔盐区1熔盐区2石墨区1石墨区2keff2g=1同

16、样采用有限容积积分法,在如图3所示的缓发中子先驱核控制容积内对式(15)进行离散,其中,流动项式求得,有:采用一阶迎风差分格dx式(12)中的SC和SPSCandSPinequation(12)SCSP6i=1Ci,P=Ci,W+xxue+ue+ii(16)假设u为常数,在给定质量流量下,可得堆芯内的速度ucore和回路中的速度uloop,且在回路中源项QP=0,则在堆芯处和回路中缓发中子先驱核可表示为:Ci,P=msms)(v(1-f)gg+iCimsms121ms-r,1ms-r,2gr-r,1gr-r,2grgr121xucore+iCi,P=Ci,W+xucore+iCi,W(17)(

17、18)此处界面上的当量扩散系数De、Dw、Dn和Ds按调和平均计算。得到的方程组为5对角方程组,采用TDMA算法并辅以块修正方法进行求解。2)缓发中子先驱核方程的求解沿堆芯轴向和熔盐在回路中的流动方向对缓发中子先驱核在整个堆芯及回路中进行一维求解,由方程(7)化简可得一维缓发中子先驱核方程为:f)1f)2=(v1+(v2-iCidxkeff(14)xuloop+i一维的中子先驱核方程的求解需与二维的中子通量方程求解耦合进行,对缓发中子先驱核的计算,从堆芯入口开始,经整个堆芯到回路,再重新回到堆芯入口为1个循环。进入堆芯的缓发中子先驱核的值与流经堆芯回路后的(18)反复迭代求解得到值应相等,通过

18、式(17)、中子先驱核浓度。33.1程序验证及计算结果分析程序验证本工作设计的熔盐堆临界计算程序考虑了其中:u为流动方向的速度。缓发和流动,但也可对无缓发和流动的常规情© 1994-2011 China Academic Journal Electronic Publishing House. All rights reserved. 第12期张大林等:新概念熔盐堆物理计算方法研究及程序设计表4工况不流动qm=1000kg/s1107keff和先驱核移出率Fig.4keffandprecursormovingoutratekeff移出率/%058.1492.191.304341.30

19、3401.30136图3缓发中子先驱核控制容积Fig.3Controlvolumeofdelayedneutronprecursorqm=10000kg/s况进行临界计算。应用IAEA五区基准题和TWIGL基准题对程序进行了验证,计算结果列于表3。计算结果验证了程序的正确性。3.2计算结果及其分析本文对不流动及2种质量流量(质量流量反映了流动速度的大小,qm=uA)共3种工况下的熔盐堆临界问题进行了计算。表4keff个数/)4,质量流量越大,;质量流量对keff的影响较小。图4示出了质量流量为10000kg/s时的快中子和热中子归一化通量分布。由图4可看出,在芯部熔盐区,快中子比热中子大得多;

20、快表3基准题的验证结果Table3基准题基准值IAEATWIGL1.5927400.913214中子在近壁面的石墨区接近于零,在熔盐区的中心区域最大;热中子在近壁面的石墨区有一突起,这主要是因反射层内的热中子吸收比芯部的小而慢化能力比芯部强。由图4还可看出,而热中。5。其中,节点0242为堆芯部分,其余为外部回路。由图5可看出,第2组缓发中子先驱核最大,第6组最小,几乎为零,这是缓发中子份额和先驱核衰变常量综合影响的结果。从图5a可看出,在不流动情况下,先驱核浓度在堆芯部分为抛物线分布,在堆芯外全部为零,但在靠近入口和出口石墨区有突起,这是因为在这两个区域内的热中子分布增大(图4b)。图5b、

21、c表明,进口石墨区对先驱核浓度的影响依然存在,而在出口处,流动抹平了这一影响,且流动也使先驱核在堆芯及回路中的分布趋于均匀,质量流量越大,这种效果越明显。图6示出了3种工况下总的先驱核浓度的比较。由图6可看出质量流量对先驱核浓度分布的此种效应。Verificationresultsofbenchmarkskeff计算值1.5922960.913175-0.0279-0.0043相对偏差/%图4快中子(a)和热中子(b)归一化通量分布Fig.4Normalizeddistributionoffastneutronflux(a)andthermalneutronflux(b)© 1994

22、-2011 China Academic Journal Electronic Publishing House. All rights reserved. 1108原子能科学技术第42卷图5不流动(a)、qm=1000kg/s(b)、qm=10000kg/s(c)时的先驱核浓度Fig.5Precursorconcentrationatwithoutflow(a),qm=1000kg/s(b),qm=10000s(c)1第1组;2第2组;3第3组;4第4组;5第5组;6第62RAVGNOMM,offluid2fuelsystemsby2staticmethodJ.AnnalsofNuclear

23、Energy,2004,31:170921733.3IGNATIEVV,FEYNBERGO,MYASNIKOVA,etal.MOSARTfuelsandcontainermaterialsstudy:CaseforNa,Li,Be/Fsolventsystem(2003b)C/ProceedingofANS/ENSInterna2tionalWinterMeeting(GLOBAL2003).NewOrleans:AmericanNuclearSociety,2003.4MERZLYAKOVV,IGNATIEVV.Measure2mentoftransportpropertiesformoltenNa,Li,Be/FmixtureC/The11thInternationalTopi2calMeetingonNuclearReactorThermal2Hydraulics.Avignon:AmericanNuclearSocie2ty,2005.5WANGS.MoltensaltrelateddevelopmentsforSIMMERC/The12thInternationalSIMMERReviewMeeting.Gren