钍基熔盐堆临界安全性能评价与分析方法研究

Thorium-based Molten Salt Reactor (TMSR) has an attractive prospect because of its strong safety characteristics and high fuel utilization rate. However, because the fuel of TMSR is fluid and thorium-uranium mixture, the traditional nuclear data libraries, neutron transport theory and its numerical methods are not available for its critical safety analysis any more. Aiming at the special characteristic of the TMSR, this project utilizes a subgroup-continuous energy coupling method to overcome the difficulty of multi-nuclide fluid resonance calculation, establishes a deterministic neutron transport numerical method based on the sampling statistical probability method, develops a critical calculation method by considering the thermal-hydraulics feedback and whole-core transport calculation, and consequently develops a set of critical safety calculation computer code system for the TMSR with plenty of verification and validation against some experimental data and benchmark problems. Then, the critical safety characteristics of the TMSR will be evaluated by use of the code system. Some typical operation work conditions and accident conditions will be analyzed, based on which a preliminary core design fulfill the critical safety requirements will be given. This research has obvious significance on the development and extension of neutron transport theory, and important application worth on the critical safety performance analysis, feasibility analysis and core design of the TMSR.

钍基熔盐堆因其良好的安全性和高的燃料利用率，具有良好的应用前景。但由于钍基熔盐堆的燃料处于流动状态而且钍铀共存，使得传统的核数据库、中子输运理论及数值方法均不能用于分析其临界安全特性。本项目拟针对钍基熔盐堆的特点，采用子群与连续能量相结合的方法克服多核素流动介质共振问题，采用概率抽样统计方法建立连续介质内中子输运方程的确定论数值解法，采用考虑热工反馈的全堆芯输运计算建立堆芯临界计算方法，在此基础上建立一整套钍基熔盐堆临界安全计算程序系统，利用相关实验数据和基准题对程序进行验证。利用该程序系统研究钍基熔盐堆的临界安全特性，分析各种典型工况和事故工况下的临界安全性能，给出初步满足临界安全要求的钍基熔盐堆堆芯方案。本研究对于拓展和完善中子输运理论具有重要的学术意义，并对钍基熔盐堆的堆芯临界安全性能分析、可行性研究及堆芯设计具有重要的应用价值。

熔盐堆由于采用流动的熔盐作为燃料和冷却剂，具有资源的可持续性、高度的安全性、良好的经济性和可靠的防核扩散性等特点，具有良好的应用前景。但是由于钍基熔盐堆燃料处于流动状态且钍铀共存，使得传统的核数据库、中子学理论以及数值计算方法均不能用于熔盐堆的分析计算。.针对钍基熔盐堆的特点，开展了以下研究：.1）采用NJOY程序制作了钍铀共存熔盐燃料的多群数据库，该数据包括了熔盐的热中子散射数据，使得MSR1.0/MG能够更准确地计算熔盐中可能发生的热中子上散射；.2）针对多核素共振干涉的问题，提出了子群与小波函数展开相结合的方法，并开发了多核素共振计算程序IRIS；.3）针对熔盐堆燃料流动的特点，根据“粒子守恒”原理推导了适用于液体燃料反应堆的中子扩散理论模型，采用先进变分节块法、有限体积法和预估校正的准静态方法、全隐式向后差分方法分别进行空间和时间离散，并采用一系列基准题对数值方法进行了验证；.4）由于熔盐堆中存在缓发中子先驱核随燃料流动的现象，反馈更加复杂，物理热工耦合更加紧密，开展了物理热工耦合计算研究，针对通道式熔盐堆热工水力计算基于并联多通道模型，针对熔盐快堆基于OpenFOAM平台，采用精细的CFD模型进行热工水力计算，可以得到熔盐堆中精细的流场分布功率分布与缓发中子先驱核浓度分布，在计算中物理热工耦合计算采用成熟的外耦合方式进行耦合。.基于上述理论模型，开发了共振计算程序IRIS、用于通道式熔盐堆物理热工耦合分析的软件包MOREL，以及用于熔盐快堆物理热工耦合分析的软件包FINATIC。本研究拓展和完善了熔盐堆的中子学理论，具有重要的学术意义，并对钍基熔盐堆的堆芯临界安全性能分析、可行性研究及堆芯设计具有重要的应用价值。