【毕业学位论文】（Word原稿）第四代的裂变反应堆核能系统钍燃料在AHTR燃料球单组件中的增殖性研究2400MW 先进高温堆的临界计算与燃耗计算

第一章 引言 世界核电事业的发展要追溯到上世纪 40 年代。 1942 年，第一座核裂变反应堆在美国的芝加哥大学达到了临界。自此半个多世纪以来，世界核电事业一直不断地发展与进步。早在 1954 年，前苏联人第一个掀开了人类和平的利用核能技术新的一页，建成了世界上的第一座核能发电站，英国和美国也紧跟其后，英国于 1956 年，美国于 1959 年建造了自己的核能发电站，在此之后，核电在世界范围内蓬勃发展，取得了非常巨大的进步 1。 到 2010 年 10 月为止，世界上核电总的容量已经达到了 376300占全世 界发电总容量的 16%，总计有 440 多座发电用原子能反应堆在运行当中，其中，瑞士、法国等国走在了核电应用领域的前沿，核电供电量超过了它们本国供电总量的五分之一 2。中国发展核电是能源发展的重中之重 ,到目前为止 ,更多的核电站已经批准，并正在建设中，自从我国于上世纪九十年代建成了第一座核电站以来，我国目前总的装机量也达到了 10234为我国现在总发电量的 右，在役的核电机组也已经达到了 13 个之多 3。 核能技术的发展一般分为四代核电堆型，而目前全世界运行的并网发电的大型核电 站当中，绝大部分还是属于设计时间比较早的第二代核反应堆。这几十年来，随着人类持续的改进与发展核电、核能技术，二代核电已经有了可以被接受的安全性和比较好的经济性，同时在几十年来积累了丰富的开发经验，其在安全稳定运行方面已成为一个非常成熟的技术。当下，不断改革和发展的核反应堆技术，使得改进的第二代反应堆在世界上将继续扮演改善经济和安全的核能技术。然而，建设二代核反应堆的投资费用都较高，建设的周期过长，这些缺点仍然是影响世界核电在经济性方面发展的主要问题。 三代核反应堆是基于在二代核电技术之上改进和发展起来的。与 二代核电技术相比，其最主要的优点是具有了更好的安全性，在经济性方面也有了很大的改善。设计的主要功能包括了以下几个方面：第一，现有三代核反应堆采用了标准化的设计，加速了相关许可证审批的过程，降低了施工成本，并提高了建造的经济性，第二，现有三代核反应堆在操作方面更加方便和安全，采用了更加紧凑和 坚实的设计，使得安全性大幅提高，第三，现有三代核反应堆具有更长的运行寿命，在燃料利用方面有着更高的利用率，第四，现有三代核反应堆有着更高的燃耗，降低了废物的排放量，减少了燃料的使用量，第五，现有三代核反应堆延长了燃料寿命， 采用了可燃的中子毒物 4。在严重事故的应对措施方面，三代核反应堆堆芯发生熔化等事故的概率大大的降低，可以有效避免设备发生的故障向重大的反应堆事故演变的可能。现在，在核电领域，二代核能反应堆技术向三代技术的发展与过渡已经是大势所趋，以至于出现了采用第二代核能反应堆技术的核电与采用三代技术的核电共同发展的局面。这是在发展十分成熟的核能核电技术基础之上的，不断改进和创新的过程，使核电事业提高了自身的竞争力，提高了核能核电的安全性，确保较高的经济性。 核废料的半衰期一般都会比较长，有些甚至长达几万年乃至是上百万 年之久。而目前对于核废料的处理，我们大 部分 采用将其存于贮存地中，但随着核能核电技术的日益广泛使用，几十年来，放射性固体废物存放的数量也在与日俱增。这对全人类来说是潜在的威胁，而且危害是巨大的。而在现有第三代技术的基础上发展起来的第四代核能反应堆技术，是目前最为先进的核能系统，四代核能反应堆最为突出的特点就是它将先进核燃料循环技术与先进核能反应堆技术作为一项系统的工程来进行研究，而不是孤立地对核反应堆技术本身来进行研究。为了满足核能核电进行可持续的发展的需要，同时作为最为先进的核能系统，第四代核反应堆应能够并 且必须同时满足以下几个要求：一，安全方面，高度的安全性，降低整个堆芯损坏的可能性与严重性，即在可靠性方面进行改善，在核电的操作性方面进行加强，由此免除核电对于外部应急响应依赖的要求； 二， 资源方面，资源的可持续性，四代核反应堆充分的利用核能资源，即通过先进的燃料循环，以实现排出核废物的最少化，这样也会大大降低核废物的处置库在管理方面的压力；三，防扩散性方面，可靠的防扩散性能，四代核反应堆可以防止核材料被非法的转移或被偷盗；四， 经济性方面，在全寿期内，四代核反应堆具备比其它能源以及二三代反应堆更大的优势， 有着良好的经济性 4。 当然，核能技术除了可以用来发电供电，在其它的领域同样也有着非常广泛的应用，如在核能供热于核动力方面。在供热方面，核能在世界上受到了广泛的关注与重视，是一种非常的经济、清洁而又安全的热源。在能源结构方面，核能可用于低温 (如供暖等 )的热源。世界上供暖的热源大多是由传统能源，如燃煤取得，长此以往给我们的环境造成了非常严重的污染。尤其是我国，我国的能源结构中，有三分之二左右的能量都是以热能的形式被消耗的，其中，约有大概六成是低温热能，因此发展核能事业，采用反应堆低温供热，对于减少环境污染、 减缓全球变暖、缓解运输紧张与能源供应危机，有着十分重要的意义的。 核动力主要是用于造船业，如核航空母舰、核潜艇等。几十年来，为了用于舰船推进，全世界范围内，已经累计制造了数百座的核反应堆。由于核能的产生不需依赖氧气，所以潜艇采用核能可在水下进行长时间的航行，尤其核能有着能量密度大的特点，可以用来提升舰船的续航能力，这样，只需少量的核燃料，核航空母舰与核潜艇就可以运行很长的时间，这些特点使得核动力在军事上有着很大的优越性 28。 利用在链式裂变反应中反应堆所放出的大量的中子，是核反应堆的另外一个用途。我们 知道，许多本来稳定的核素，在吸收了一个中子之后，就会变成相应的放射性同位素。因此，利用反应堆中的中子，核反应堆可以用来进行生产放射性同位素，制备各种放射性同位素。而这些放射性同位素在工业、医学以及农业等领域有着十分广泛的应用。另外，在治疗癌症方面核反应堆中产生的中子也有着独特的作用。通过利用核反应堆中的中子，我们还可生产半导体，得到更为优质的材料。 中科院上海应用物理研究所为主承担的 “ 未来先进核裂变能 钍基熔盐堆核能系统 ” 战略性先导科技专项，历经两年的酝酿、调研、讨论，于 2010 年9 月 25 日通过了主要由院外高层专家参加的咨询评议， 2010 年 10 月 26 日通过实施方案论证， 2010 年 12 月 27 日通过预算评审， 2011 年 1 月 11 日经院长办公会议审议批准实施。 项的目标：通过 20 年左右，研发第四代的裂变反应堆核能系统 钍基熔盐堆核能系统，所有技术均达到中试水平并拥有全部的知识产权。培养出一支规模千人以上、学科和技术门类齐全、年龄分布合理、整体居国际领先水平、具备工业化能力的钍基熔盐堆核能系统科技队伍。建成世界级钍基熔盐堆核能系统研究基地（包括基础研究基地和中试研究基地）。 项兼顾科学研究、技术发展和工程建设，从钍基熔盐堆的基本科学问题研究入手，不断深入对钍基熔盐堆科学规律的了解；从最小的反应堆工程建设开始，采取逐步放大规模的路线，发展相关的核心技术，最终掌握钍基熔盐堆核能系统所有核心技术并实现产业化。 20 年分三步走： 2011 2015 年起步阶段：建立完善的研究平台体系、学习并掌握已有技术、开展关键科学技术问题的研究；工程目标是建成 2基熔盐实验堆并在零功率水平达到临界。 2016 2020 年发展阶段：建成钍基熔盐堆中试系统，全面解决相关的科学 问题和技术问题，达到该 领域的国际领先水平；工程目标是建成 10基熔盐堆并达到临界。 2020 2030 年突破阶段：建成工业示范性钍基熔盐堆核能系统，并解决相关的科学问题、发展和掌握所有相关的核心技术，实现小型模块化熔盐堆的产业化；工程目标是建成示范性 100MW(e)钍基熔盐堆核能系统并达到临界。 战略性先导科技专项，是中科院在中国至 2050 年科技发展路线图战略研究基础上，瞄准事关我国全局和长远发展的重大科技问题提出的，是集科技攻关、队伍和平台建设于一体，能够形成重大创新突破和集群优势的战略行动计划，在2010 年 3 月 31 日国务 院第 105 次常务会议审议通过中国科学院 “ 创新 2020” 规划时批准设立。 在 2001 至 2003 年期间，美国的三家实验室，橡树岭国家实验室 （ 、加利福利亚大学伯克利分校 （ 和桑地亚国家实验室 （ 作 共同发展了现在先进高温堆（ 的概念， 心的特点，主要包括了以下两点：（ 1）采用了包覆颗粒燃料（高温气冷堆、超高温堆），（ 2）使用了氟化盐进行冷却（熔盐堆和先进高温堆）。另外，在这两个核心的特点基础之上，又继承和发展出了一系列的新概念，例如：（ 3）非能动的冷却与安全系统（液态金属冷却 反应堆），（ 4）超临界水能量的循环系统（超临界水堆、先进火电厂），（ 5）非核岛部分设计（二代轻水反应堆）。正是它由于继承了众多的优点并且以现有先进技术为基础， 评估认为具有良好的安全性、可持续性、经济性和防核扩散性，而且 商业化在当前技术的条件下，有着非常高的可行性 5 先进高温堆（ 为一种十分新颖的反应堆堆型，它利用了氦冷堆石墨矩阵型燃料，然而它把堆中的冷却剂换为了高温氟化盐。并且，它利用了多项现在已有的技术，与之前相比，达到了更高的效率，更高的热工输出，以及可以为发电和工 业用热提供更高温度的热源 7 2004 年， 家实验室共同给出了棱柱型的先进高温堆（ 概念设计报告 ， 先进高温堆 （ 是采用包覆颗粒石墨基体作为燃料，熔盐作为冷却剂的一款第四代反应堆，燃料的类型与高温气冷堆中的设计相同 5最初的 概念设计为棱柱 1示的是棱柱 念设计的一个垂直截面图，反应堆堆容器直径为 助衰变热冷却系统位于地下，类似于钠 块(反应堆衰变热是由熔盐自然循环，从堆芯传递到容器石墨反射层，从石墨反射层传到堆容器壁，穿过氩气间隙到保护容器，通过保护容器，然后由环境空气的自然循环，把衰变热从保护容器外侧排出 5这个辅助衰变热冷却 系统没有泵 、 阀或其它的衰变热排出所必需的主动系统。 棱柱 设计，如图 1对边的距离为 为 包含了 108 个直径为 冷却剂通道和 216 个直径为 料通道。这种设计使得冷却剂的体积百 燃料体积的百分比为 棱柱 芯设计参照高温气冷堆设计，采用是一种环形设计 5如图 1示。由于熔盐的传热能力比氦气强，在其后的设计中，把这个环形改为圆柱形设计。棱柱 计的总功率为2400功率随冷却剂的出口温度的不同而不同，出口温度为 800C 时，电功率为 1235 图 1棱柱 直截面图 图 1棱柱 料组件示意图 图 1表示 324 根棱柱燃料组件的 芯水平剖面图 堆 一体化先进高温堆（ 一个结合液态盐冷却和 粒燃料 技术的卵石堆。冷却剂选择为 常被称为熔盐。 粒随意的弥散在一个石墨基体里面 24。 在 ，燃料球从堆芯的底部进入，从堆芯顶部排出。球密度必须合理设计使得燃料球能够浮在液态盐上，这样，浮力和冷却剂向上的流体动力一起拖曳着燃料球向上。在正常的运行条件下，4。目前，设计的 冷却剂的入口处的温度为 600C，出口的温度可以达到 704C，冷却剂在平均堆芯温度（ 655C）时的密度为 就意味着平均燃料球密度必须为 4。 在堆芯出口处，燃料球堆积的通过一个圆锥区域进入狭长的通道 ， 这些通道叫做卸料槽。在卸料槽的末端，通过卸料机械设备把燃料球移走，为了估计每个移走的燃料球的燃耗深度，可测量它们的 137量。如果某个燃料球达到了已预设的燃耗深度阈值，则作为乏燃料处理，并用一个新鲜的球替代它，否则，把它再循环进堆芯。燃耗深度阈值不是固定的，以便使反应堆在 100%的运行功率下，有足够的剩余反应性调节氙的瞬 变。在正常运行时，为了调节反应堆功率应用外径向反射层中的控制棒。 燃料球在堆芯中运动主要是垂直的运动，而水平运动受到很大的限制，当燃料球再循环进堆芯时，它们到达卵石床的底部什么位置是随机的，所以，主要发生径向的混合，由于球是在活塞（活塞的横截面积恒定）流中，沿着通道壁滑动，所以球的垂直速度只取决于它沿着堆芯轴的位置，而不是它的径向位置 24。 一体化设计采用的是直径为 墨壳厚度为 燃料球。燃料球随机的分布在堆芯中形成一个卵石床，一体化设计球床堆的原理图与仿真机实物图分别在图 1图 1给出，在球的再循环的实验中，证实堆芯中的球占了堆芯体积的 60%，一体化设计的 率密度设为 的堆芯功率为 2400芯是一个圆柱体，其直径为 性 区 长度为 芯包含大约 万个燃料球 24。 本文的工作是在上述中科院上海应用物理研究所为主承担的 “ 未来先进核裂变能 钍基熔盐堆核能系统 ” 战略性先导科技专项背景下，对于美国的2400柱先进高温堆， 2400床先进高温堆燃料单组建的改进以及对中科院上海应用物理 研究所 自行设计的 2进高温堆在设计时的相关研究。 图 1直截面图 图 1真机示意图 第 二 章蒙特卡洛程序简介 蒙特卡洛（ 法属于计算数学领域的一个分支，又被称作统计试验方法或随机抽样方法。对于 法的基本原理如下，当我们要求解的问题是某个变量的期望值，或是某种事件的概率时，完全可通过某种 “ 试验 ” （计算机模拟）的方法，来求得这个变数的平均值，或事件发生的频率，这样，就用它们作为我们所求问题的解 29。以上所述内容就是蒙卡方法的基本 思想。 而本文涉及的蒙卡程序主要有 进行所谓的数字模拟实验，掌握事物变化的几何特征，抓住运动的几何数量。在上个世纪的四十年代中期，人们为了适应当时的核能核电事业的 发展 ，对于实际的物理过程进行真实地模拟，在计算数学领域发展起来了这一方法，而在此之前，传统的经验方法在逼近真实的物理过程方面做得并不是很好，这样，也就很难得到令人满意的结果 29。然而有了蒙特卡洛方法之后，由于蒙特卡洛方法可以真实地模拟实际的核物理过程，得到的结果真实而 又令人满意，所以解决问题与实际情况非常的符合。这也正是我们采用该方法来进行相关设计与研究的原因所在。蒙卡方法，是以一个概率模型为基础，按照此模型所描绘的相关过程，通过相应的模拟计算实验，取得结果，将其作为所求样本问题的近似解。 综上，蒙特卡罗解题主要可以归结为以下步骤：第一，构造或描述整个概率问题过程；第二，实现由已知的概率分布进行相应的抽样；第三，建立起来各种的估计量。 本节内容主要介绍了 序 ，讲解了它的整体功能和相关模块的基本理论与方法。 称 序系统，是由美国的橡树岭国家实验室开发出来并进行维护分析的程序，是一款许可评估标准化计算机分析程序， 序是一个模块化的标准程序系统，相关的控制模块会按照程序指定的相关顺序来调用各模块，完成特定的任务，以实现所需计算， 序主要用于辐射屏蔽计算的分析，核反应堆物理分析和临界安全分析等方面 10。 块、 块、 块与 块会生成与所研 究的具体问题相关的共振能群参数，它们是功能模块中的共振处理模块，另外，块是一个二维的 运计算程序， 块是一个三维的多群蒙卡临界分析程序， 块可以用来进行相关的燃耗与衰变分析，而是耦合程序，是 算输运模块与燃耗计算 块之间的耦合程序， 块是一个三维点程序，用以计算伽马泄漏，块是一个计量计算程序， 块用以处理 固定源问题，它是一个多群的蒙卡屏蔽计算程序 10。为了形象的阐述 序软件的主要功能模块。在图 2，我们给出了相关的图解。 L 1 程序包的主要功能模块 临界计算 B O N A N I T A C E N K N E 燃耗计算 O R I G S C O U P L E 屏蔽计算 S A S 1 S A S 2 S A S 3 S A S 4 Q A D S R I C 图 2序主要的功能模块 S C A L 件的主要控制模块 临界计算 C S A S 5 R R B U C S S 6 N A M 堆芯物理 计算 T O N O A R P 屏蔽计算 S A S 1 2 S A S 3 4 Q A D S R I C 图 2序主要的控制模块 控制模块中，用于临界计算的模块是 块。 块与 块是核数据灵敏性分析模块。 相关的输运与燃耗的耦合分析计算，是反应堆堆芯物理分析模块。块可以用来进行辐射屏蔽、数据处理与相关计量估算。 块是调用 块进行伽马输运的三维点堆分析模块。而 块为辐射输运计算分析的控制模块。在图 2，我们给出了 序包主要的控制模块 。 在 序当 中，为了产生与被研究问题相对应的共振能群的截面，首先会针对所处理的具体问 题来进行相应的共振计算。其次，对于共振计算，不可分辨的共振能区的共振截面采用 块 进行共振计算， 可分辨的共振能区的共振截面则是采用 块或者 块来进行 共振 计算。这样，为了对于整个共振能区的共振截面进行计算，通过调用 块与块，或者调用 块与 块相组合进行计算来实现。最后，共振计算之后，按控制模块的要求，针对反应堆相应的堆芯物理方面， 序会进行相应的计算分析。值得一提的是，输运计算可以调用两个模块，三 维 多群蒙卡 程序 块或者 块，之后，计算 燃耗就可调用模块 基于 式主库（包含 子）的 块 ，对于不可分辨的共振能区的共振自屏蔽分析计算，它采用的是 法，这样可以用以计算的平板、圆柱与圆球的问题 。 另外， 于孤立的问题，它可使用预先已经做好的共振积分表，可以得到所需的共振截面，而对于非孤立问题，需要引入 丹可夫因子， 用以处理燃料间存在的互屏效应 9。 根据不同的几何问题，在实际的计算中，为了能准确计算丹可夫因子，需要采用不同的近似函数。在 ，为了使得计算简单而又快捷，采用了 法，并被广泛使用。而这种方法比较适用于不可分辨的共振能区计算，这是 因为 它使用的前提就是建立在窄共振近似条件下。 序通过 块，或者 块，实现对于可分辨的共振能区的相关的共振计算。 利用了 法来求解均匀问题 或者 一维问题的连续能量慢化方程的块 ，为了求解固定源问题，采用裂变中子源作为外源处 理。 模块得连续的能谱以后，程序会将其传送给 块， 块会根据反应率守恒原则，再利用能谱作为权函数，计算出各共振能群相应的有效共振截面 13。对于具体问题， 块可以求解精准的中子慢化方程，同时块也可以考虑共振核与空间自屏蔽间不同共振峰的影响，即所谓的共振干涉效应， 块为了得到燃料依赖于空间的共振能群截面，在进行共振计算时，可将一维燃料栅元分成多个区域 12。 模块 块不同的地方，就在于为了获得可分辨的共振能区的共振截 面，模块 解燃料 分方法，而 传统共振处理方法，使用的近似处理的方法几乎一致，而唯一不同的是， 算中子首次飞行的逃脱概率时没有用有利近似 11。 序中 ， 用于核反应堆临界安全分析的模块主要有模块 4与模块 5。作为三维的多群蒙卡临界输运分析程序，模块 以同时计算涉及的相关问题的通量、空间依赖的吸收、裂变密度或能量、中子寿命等，模块 可以作为独立的模块来运行，计 算相关问题，也可作为其他控制模块序列（如 的中间模块来进行相关的计算 15。而不同之处在于，模块 中子输运方程时使用的是二维离散纵坐标的方法，即确定论的方法，它既可作为独立的模块，以执行其他的功能，也可以作为其它控制模块的一部分，来完成相应功能 14。 序由美国的橡树岭实验室编写，它的用途十分广泛，例如 序可以用来进行放射性衰变的相关计算，也可以进行燃耗计算，可以得到核燃料循环过程中各种放射性物质的积累、衰变的变化以及各种处理的相关过程，给出相关特 性的变化结果，例如，化学毒性、衰变热、放射性、核素的成分等， 块是一个标准的、通用的用以进行点燃耗计算的程序 16。旧的版本程序相比，是其根据当时最新的标准数据库 以实现多群截面计算 16。 块在给定初始中子注量率、核素密度以及中子能谱等条件下，可计算系统中涉及的各核素成分的密度随时间的变化， 序中输运计算模块可根据确定的核素成分，计算系统的中子注量率、能谱与核反应性等相关参数。由此得出的中子注量率核素的平 均截面又可作为模块 输入文件 16。而这一过程就是 制模块的主要功能 。 本文涉及 用的部分，主要是利用了与反应堆物理相关的 于具体问题进行了相关计算。 块将 序软件中的输运计算程序和燃耗计算程序进行相关的耦合 17。调用所涉及的主要功能模块和流程如图 2示。 T O N B O N A N I T A 或 C E N (由美国的 洛斯阿拉莫斯 实验室研制开发的一款大型，多功能， 三维多粒子， 蒙特卡洛中子与光子耦合输运程序， 以用来计算中子、光子 、 电子或者耦合输运问题，也可以用来计算临界系统（当然包括次临界及超临界）的临界本征值问题， 在核能，剂量学，辐射生物学和辐照屏蔽领域都有广泛的应用 29。 在众多蒙特卡洛程序中，它是开发较早的 一款，也历经长时间的使用与检测，已经十分成熟与可靠 。 本文使用的版本是 ， 运行流程图如 2示，从图中我们可以看出， 程序先将问题的各种信息写进输入文件 中，在书写的过程中要将问题内容转为 认识的格式 。 为了得到源信息，要通过源粒子抽样程序，最后 由总截面数据库中抽取出该问题所需使用的点截面数据库。本文 所用的点截面库为 本， 程序将上述的 三部分内容进行汇集， 程序将所需要的结果进行自动输出 29。 不直接解输运方程，而是通过模拟大量粒子行为，并记录它们平均行为来求解输运方程，得到相应的解。 图 2序流程图 程序特点 处理的三维几何结构的界面可以是平面，二阶，甚至某些特殊的曲面 (例如椭圆环的环面 )。 的输入文件包括了三部分，栅元卡、表面卡和数据卡，通过利用曲面 (或平面 ) ， 可以将几何空间分成许多个栅元，用相对应的材料在每个栅元内进 行填充，利用表面卡与栅元卡可以对样本问题进行详尽的描述， 这 对本文，就是对堆芯和相关组件做出了精准的几何描述，而数据卡又包含了三部分： 1 材料卡， 2 源项卡， 3 记数卡 18。我们在下面，对于整个 程序的特点进行了较为详细的阐述： 第一， 用户可以非常方便地设置源粒子 的 位置、能量、时间、飞行方向等参数的分布，可以随意指定源点 29。 第二， 具备处理任意的三维几何问题的能力。在输入文件中，可以利用曲面将三维空间分割成为彼此分离而又相互邻近的区域，我们将其称为栅元， 可以 用各种物质对栅元进行填充，由于 具备处理任意三维几何问题的能力，栅元的界面可以任意选定 18。 第三， 可以模拟计算中子、光子、电子和三者混合的输运 29。 第四， 程序采用了多种记录的方法对模拟结果进行记录，记录的内容包括通过某一界面或某一栅元的粒子流量或通量，点通量以及沉积能量。这些模拟结果在 称为记数 29。 第五，携带了大量的核反应数据库的 程序，拥有连续的中子截面库和离散的中子截面库、热中子点截面库与光子点截面库等。 允许用户自 行选择 使用处理的方式，这样 程序针对一些特定的物理过程，能比较精细地模拟中子和光子输运过程以及耦合输运过程 29。 第六，为了提高模拟计算的效率， 给用户提供了许多可以选择的技巧来减小方差，这些方法包括：模拟俘获、重要抽样、时间和能量截断、源的偏倚确定论输运、能量分裂和轮盘赌、权重截断和轮盘赌、权窗、强迫碰撞等 29。 第七， 在输出文件中提供了丰富的信息。 用户还可以根据自己的需求设置程序以给出其它需要的信息，这些包括输入列表、记数和记数涨落表、使用的截面表、粒子生成 和丢失表、栅元中的粒子活动情况等 29。 第八， 用户可自行设置运行时间或源粒子数，从而控制程序何时终止运行， 还为用户提供了接续运行程序，可以在原有计算结果的基础上接续运行程序 29。这样，可以保证不会因计算的意外中断而丢失所需要的结果。 本章主要对蒙特卡洛方法进行了简要的介绍。包括了蒙卡的原理与产生的历史背景。蒙特卡洛方法一开始的产生就是为了应用到核能核电领域，用蒙卡程序来研究第四代反应堆是十分合适的。对于本文具体用到的程序： 相关功能与控制模块，以及相关的特点进行了较为详尽的说明。下面，我们将利用这两款程序对于具体问题的计算结果进行讨论。 第 三 章 2400进高温堆的临界计算与燃耗计算 在 2001期间，美国橡树岭国家实验室（ 桑地亚国家实验室（ 加利福利亚大学伯克利分校（ 同发展了 概念， 2004年， 共同给出了棱柱型先进高温堆（ 具体概念设计报告 5作为新颖堆型，先进高温堆（ 用了氦冷堆的石墨 矩阵燃料，而把冷却剂换为高温氟盐，并且利用了多项现有的反应堆技术，达到了更高的热工输出，更高的效率，以及为工业用热和发电提供更高温度的热源 7 棱柱型先进高温堆堆芯采用六棱柱燃料组件，与球床堆的设计相比，可以对燃料和冷却剂的体积分数及几何结构进行更为有效地调节。 在现有几种先进高温堆的设计方案当中，棱柱型高温堆是最为成熟的一种，而这几种棱柱型先进高温堆的设计法案基本都是基于 2004 年 人设计的堆型 19，初始的物理可行性在当时进行了比较深入的研究。其中，不同燃料石墨比下（即不同管道直径下） 初始值（ t=0 时刻）在当时已经做过深入的研究。然而在计算燃耗时所用到的燃料石墨比为 27:非最优化的情况。 实际上，虽然较低的燃料体积分数可以得到较高的初始 但这并不意味这可以得到更长的堆芯寿期，应该会存在一个标准结构（即恰当的燃料石墨比）使得堆芯的寿期可以最大化 5。 为了对棱柱型先进高温堆（ 堆芯物理特性进行深入的了解，同时也为了对自行设计先进高温堆积累相关经验。在本章中，我们针对27:30: 33:三种不同燃料石墨比的模型进行了计算，以研究在不同条件下，整个堆芯的寿期，燃耗及总能量输出等情况。计算所用的程序就是前面所述的 序中的 块。 2004 年提出的棱柱型先进高温堆概念设计与现有气冷超高温堆的相关设计十分相近，采用了相同的涂层颗粒燃料，即将 粒燃料散列排入石墨矩阵当中。颗粒的燃料内心直径为 在外面涂上多层高温热解碳和碳化硅包层。 棱柱型先进高温堆堆芯采用六棱柱燃料组件，与球床堆的设计相比，可以对燃料和冷却剂的体积 分数及几何结构进行更为有效地调节。 图 3单个六棱柱燃料组件的原理图 图 3出了 件 块模拟的六棱柱燃料组件的结构图。燃料块的对边长为 36 个燃料组件包含 108 根直径为 216 根燃料管道，燃料管道的半径随燃料石墨比的不同而不同 5 图 3单个六棱柱燃料组件的实物图，与图 3对应。不同的设计反映了不同的运行目标。球床系统允许在线加料，燃料球可以缓慢通过反应堆堆芯。而棱柱堆六角形组件允许燃料、冷却剂和 慢化剂的体积比在一定范围内变化。图 3出的是单个柱状燃料棒的实物图。 图 3单个六棱柱燃料组件的实物图 图 3单个柱状燃料棒的实物图 涂层燃料颗粒在一个石墨基体内紧凑随机排列，进而被加载到一个石墨基体燃料组件。而使用一个包覆燃料颗粒石墨矩阵也需要考虑所需最优几何的燃料组件，这取决于详细设计，即需权衡性能、燃料成本、安全和其他因素。 整个堆芯由 324 个燃料棱柱按环形排列组成。环形区域内部以及环形区与压力容器之间由石墨块构成反射层，表 3出了本次研究工作所用模型的具体参数 5 表 32400 参数 数值 参数 数值 输出功率 2400 MW(t) 燃料组件： 冷却盐 石墨密度 误 !未找到引用源。 g/芯入口 /出口温度 900C/1000C 直径 应堆压力壳直径 高度 燃料内核成分 燃料管数目 216 燃料内核直径 冷却管直径 料内 核密度 冷却管数目 108 23520% 燃料管直径 料体积分数 27%， 30%， 33% 管道间距 堆平均温度 1050C 燃料棱柱数目 324 燃耗深度 100 根燃料棱柱包含燃料组件的数目 10 表 3示， 2400 堆的热输出功率为 2400 MW(t)，冷却盐为235U 富集度为 20%，整堆平均温度为 1050C。而对于燃 料组件，石墨密度为 g/料管数目为 216 根 ，冷却管数目为 108 根 ，燃料棱柱数目为 324 个 。 针对本次研究工作，我们提出了三种模型进行燃耗分析。以研究 不同燃料石墨比下（即不同管道直径下） 堆芯物理特性 。 模型 1：燃料石墨比为 27： 燃料管道直径为 型 2：燃料石墨比为 30： 型 3：燃料石墨比为 33:料管道直径为 体参数见表格 3 表 3研究所用 三种模型 模型 燃料石墨比 燃料管道直径 1 2 3 27： 0： 3： 了固定单一变量以上三种模型，除燃料石墨比存在差别外，其它参数均相同。这样， 我们就可以用 序中的 块对 27:30: 33:三种不同燃料石墨比的模型进行计算，以研究在不同条件下，整个堆芯的寿期，燃耗及总能量输出等情况。使得堆芯的寿期可以最大化 ， 提高燃耗及总能量输出。 燃耗深度是反映反应堆设计优劣的一项重要指 标。为此，我们 用 块进行了反应堆寿期与燃耗的相关计算。 图 3出了燃料石墨比分别为 27:30: 33:料管道直径分别为 ， 2400进高温堆的燃耗计算结果，图中黑线是人与 2004 年进行概念设计时关于燃耗分析给出的给出的 化计算结果，燃料石墨比为 27:235U 的富集度为 20%。红线为我们运用 序 中的 块计算得出的 结果（燃料石墨比 27:235U 的富集度为 20%）。两组曲线基本重合，误差最大处约为 证明我们得出的结果是可信的。 图 320%富集度燃料的燃耗计算，燃料石墨比分别为 27:30: 33: 3给出的蓝线与绿线分别为燃料石墨比为 30: 33: 图 3以看出，随着燃料石墨比的降低， t=0 时刻， 初始值呈现上升的趋势，这与 人的猜测相一致 。然而较高的初始 着会给出较长的堆芯寿期，也不意味着会延长棱柱先进高温堆的满功率运行时间。经过以上这三组不同燃料石墨比的比较，可以看出，当燃料石墨比为30:，会得到最长的堆芯运行时间。得到的总的能量输出提高了 这也与 人 在 2004 年提出的概念设计报告所给出的推测相一致。经过分析，我们认为，随着燃料石墨比的增加，燃料总装载量有所增加，石墨装载量减少。促进了能普的硬化，有利于得到更高的初始 ，而随着石墨的减少，较少的慢化剂会导致中子泄露率的增加。 表 3对这三种模型（燃料管道直 径分别为 计算结果，即得出的满功率运行时间与燃耗深度等具体的数值结果进行了比较，结果如下： 表 3同燃料石墨比下燃耗深度与运行时间 燃料石墨比 燃耗深度（ 满功率运行天数（ 总能量输出（ 错误 !未找到引用源。 1011 燃料总装载量（ T） 27:0:3:39 134 125 1260 1350 1320 如表 3示， 针 对于我们提出的三种模型，当燃料石墨比为 27:，燃耗深度达到了 139 功率运行天数为 1260 天； 燃料石墨比为30:，燃耗深度达到了 134 功率运行天数为 1350 天； 燃料石墨比为 33:，燃耗深度达到了 125 功率运行天数为 1320天。 堆芯采用六棱柱燃料组件，与球床堆的设计相比，可以对燃料和冷却剂的体积分数及几何结构进行更为有效地调节。由表 3以看出，这三种模型（燃料管道直径分别为 ，燃料总装载量分别为 及 主要是增大了燃料石墨比，燃料总量就有所增加。模型 1（燃料石墨比为 27:出了最深的燃耗 （ 139 以及最小的燃料装载量。而模型 2（燃料石墨比为 30:够达到最长的堆芯寿期，延长了堆芯换料的时间。从而提高了整个堆芯总的能量输出，与模型 1（原有堆型）相比提高了 图 3燃料石墨比为 30:35因为在这三种模型 中，模型 2（燃料石墨比为 30:够达到最长的堆芯寿期，延长了堆芯换料的时间，给出的结果最为理想。提高了整个堆芯总的能量输出，与模型 1（原有堆型）相比提高了 我们就选取燃料石墨比为 30:料管道直径为 模型，对其主要核素浓度进行分析。图 3出的是 235的富集度为 20%。 从图 3 23523941从一定程度上维持了链式反应的进行，增加了反应堆运行的时 间。 图 3料石墨比为 30: 图 3出了 m 同位素核素浓度随时间的变化。由图可知，这些同位素的产量与图 3示的乏燃料中的 位素相比要少得多。 图 3燃料石墨比为 30:， 2400 235U+23941时间的变化关系。从图中可以看到，总易裂变核素的浓度随着燃耗深度的加深而不断减少。 图 3总易裂变核素（ 235U+23941度随时间的变化 通过本章的工作，我们 利用前面所述的 序中的 块对 2400 柱型先进高温堆进行了临界计算及燃耗研究。计算中，我们选取27:30: 33:料管道直径分别为 三种不同燃料石墨比的模型进行了计算，以研究在不同燃料管道直径条件下，整个堆芯的寿期 、 燃耗及总能量输出等情况。主要得到以下结论： （ 1）证明较低的燃料体积分数可以得到较高的 始值。 选取模 型 1（燃料石墨比为 27:，得到了最深的燃耗深度 （ 139 以及最小的燃料装载量。 （ 2）在对堆芯燃料石墨比进行合理调整后，可以得到更长的堆芯寿期。将原有燃料石墨比为 27:模型改为 30:得堆芯寿期延长了大概 90 有效满功率运行天。得到的总的输出能量相对于模型 1（原有设计）提高了 （ 3）将原有燃料石墨比为 27:模型改为 30:得得到的总的输出能量相对于模型 1（原有设计）提高了 第 四 章 燃料球体积填充率对 2响研究 在过去的数十年中，核电作为清洁、安全、高效而又唯一现实可行的工业化的替代能源 ， 在缓解温室气体（ 来的环境压力和满足人类的电力需求方面发挥了重要的作用 20。美国于 2003 年正式提出先进高温堆（ 的概念，用氟化熔盐作为冷却剂，这