1 中国科学院上海应用物理研究所上海 201800
2 中国科学院大学北京 100049
氯盐快堆具有重金属溶解度高和能谱较硬等特性，是嬗变超铀核素（Transuranic elements，TRU）的理想堆型。本文提出了一种50 MW小型模块化氯盐快堆（small-Modular Chlorine salt Fast Reactor，sm-MCFR）方案，对其焚烧TRU特性进行了初步研究。采用了基于SCALE（Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation）和MODEC（MOlten Salt Reactor Specific DEpletion Code）开发的耦合程序TMCBurnup（TRITON MODEC Coupled Burnup Code），计算并分析了sm-MCFR在TRU+232Th和TRU+DU（Depleted Uranium）两种燃料方案下的临界、燃耗、核素演化和嬗变TRU等物理性能。结果表明：在sm-MCFR运行期间，为维持临界状态，需在线添加TRU，以确保有效增殖系数keff＞1；满功率运行40 a时，采用TRU+Th燃料方案下堆芯剩余TRU量为657 kg，而采用TRU+DU燃料方案下剩余TRU量为725 kg，皆大于寿期初；采用TRU+Th和TRU+DU作为燃料盐时，嬗变率分别可达49%和41%，为实现乏燃料最小化提供了可行方案。
氯盐快堆 sm-MCFR TRU焚烧 嬗变 Chlorine salt fast reactor sm-MCFR TRU incineration Transmutation
1 南华大学 核科学技术学院衡阳 421001
2 南华大学 核燃料循环技术与装备湖南省协同创新中心衡阳 421001
3 南华大学 资源环境与安全工程学院衡阳 421001
4 南华大学 计算机/软件学院衡阳 421001
反应堆在各种工况下堆芯瞬态热工水力参数预测的准确性，直接影响到反应堆的安全性。质量流量和温度作为堆芯热工水力的重要参数，二者常被建模为时间序列预测问题。研究旨在解决瞬时条件下堆芯热工水力参数连续预测的精度问题，检验基于注意力机制的门控循环单元在核心参数预测中的可行性。本文采用1/2中国实验快堆（China Experimental Fast Reactor，CEFR）为研究对象，使用快堆子通道程序SUBCHANFLOW生成瞬态堆芯热工水力参数的时间序列，采用基于软注意力的门控循环单元（Gated Recurrent Unit，GRU）模型预测堆芯的质量流量和温度时间序列。结果表明：相较于自适应径向基（Radial Basis Function，RBF）神经网络，本文使用的软注意力的GRU网络模型预测结果更好，温度在步长为3的情况下平均相对误差不超过0.5%，在15 s内预测效果较好；质量流量在步长为10的情况下平均相对误差不超过5%，且在后续12 s内预测效果较好。本文构建的模型不仅在连续预测过程中表现出更高的预测精度，且能捕捉到动态时间序列中的趋势特点，这对维护反应堆安全，有效防止核电厂事故有极大的用处。基于软注意力的GRU模型能在瞬态反应堆工况下提供一段时间的连续预测，在工程应用中和提高反应堆安全性上具有一定的参考价值。
门控循环单元 软注意力 快堆 瞬态热工水力 参数预测 Gated recurrent unit Soft attention Fast reactor Transient thermal hydraulics Parameter prediction method
铅铋冷却环形燃料组件具有许多安全性优势，但在其运行过程中由于铅铋冷却剂的腐蚀作用，易发生堵流事故而导致传热恶化，从而危及第一道屏障的完整性，为此，亟须开展铅铋快堆环形燃料组件堵流事故研究。建立5×5单盒环形燃料组件模型，基于计算流体力学（Computational Fluid Dynamics，CFD）软件Fluent对内外通道不同堵塞面积、堵块厚度，以及堵块轴向位置下的堵流工况进行模拟分析，分析了内外包壳温度分布、堵块附近流场的轴向速度分布、通道质量流量变化、堵塞处燃料元件径向温度分布以及热量分配，并与正常工况下计算结果进行对比。结果表明：随堵塞面积增加，堵塞区域包壳温度显著上升，回流区域范围扩大，燃料芯块最高温度点位置向堵块侧偏移，堵块侧热流密度减小；当堵塞份额较大时，随堵块厚度增加，各参数变化与上述结论类似；堵块位于入口处时包壳局部温升较堵块位于中心处时更小；且随堵塞面积、厚度的增加以及堵块位置向活性区入口的不断靠近，内通道流量损失程度明显增大，而外通道流量几乎不受影响，因此，内通道发生堵流事故时危害更为严重。
铅铋快堆 环形燃料 堵流事故 计算流体力学 Lead-bismuth cooled fast reactor Annular Fuel Flow blockage accidents Computational fluid dynamics 强激光与粒子束
2023, 35(9): 096001
1 上海交通大学 机械与动力工程学院 上海 200030
2 中广核研究院有限公司 深圳 518000
铅铋冷却快堆（Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor）蒸汽发生器传热管发生破口（Steam Generator Tube Rupture，SGTR）事故时，高压水蒸汽进入一次侧高温液态金属。根据破口位置和尺寸不同，破口泄漏行为可能涉及破前泄漏（Leak-Before-Break，LBB）、单相临界流或两相临界流，不同形态的水在高温液态金属作用下发生不同形式的热质传输行为，对铅铋冷却快堆的安全运行具有重要影响。针对SGTR不同阶段，开展了系列研究，重点关注管内干涸阶段SGTR，传热管微裂纹低流量单相蒸汽渗入螺旋管束间液态铅铋合金（Lead- Bismuth Alloy，LBE）下降流场中汽泡动力学行为。基于VOF（Volume of Fluid）模型建立蒸汽-LBE两相流动及相界面捕捉数值模拟模型，研究高温LBE向下运动的流场中的单根传热管和3×3管束表面蒸汽泡生长与脱离行为。研究结果表明：汽泡在下降流场中的动力学行为与静止或向上流动的液体中的行为存在较大区别，蒸汽泡受LBE下降流场和浮力的作用脱离裂纹处后可能会沿着传热管表面滑动，在部分工况下蒸汽泡可能形成覆盖传热管表面的蒸汽膜或在管束区域内大量堆积，给LBE流动稳定性和蒸汽发生器换热带来不利影响。
铅铋冷却快堆 SGTR 下降流场 LBB 汽泡动力学 Lead-bismuth cooled fast reactor SGTR Descending flow field LBB Bubble dynamics 强激光与粒子束
2022, 34(5): 056005
堆芯燃料管理是反应堆设计中极为重要而且复杂的工作，直接影响着堆芯的经济性。目前国内外对于压水堆等传统热堆已有了较为丰富和成熟的燃料管理计算方法，但对于快堆，由于其中子能谱硬，与传统热堆相比有着不同的控制方式和功率分布，快堆的堆芯燃料管理缺乏系统研究。针对中国科学技术大学自主研发的强迫循环冷却的铅基快堆M2LFR-1000，应用SRAC/COREBN软件包进行堆芯燃耗计算，根据燃耗深度提取核素核子密度，计算伪平衡循环参数进行燃料管理预估，然后进行首循环装料、过渡循环和平衡循环燃料管理方案设计。结果表明：对M2LFR-1000堆芯外区燃料换料组件Pu的富集度进行优化，可以延长换料周期到540 d，提高平均卸料燃耗深度；伪平衡循环结果与平衡循环基本一致，伪平衡循环可以用于燃料管理预估。
铅冷快堆 燃料管理 伪平衡循环 平衡循环 lead-cooled fast reactor fuel management pseudo-equilibrium cycle equilibrium cycle 强激光与粒子束
2018, 30(9): 096003
