钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)控制棒通道套管是典型的承受外压的高温薄壁长圆柱壳,蠕变-屈曲失稳是其主要失效模式。本文旨在利用数值模拟方法研究控制棒通道套管高温下的蠕变屈曲失稳行为。首先基于UNS N10003合金的...钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)控制棒通道套管是典型的承受外压的高温薄壁长圆柱壳,蠕变-屈曲失稳是其主要失效模式。本文旨在利用数值模拟方法研究控制棒通道套管高温下的蠕变屈曲失稳行为。首先基于UNS N10003合金的高温蠕变试验数据获得了该材料的Norton蠕变模型及材料参数;然后利用有限元分析软件ABAQUS进行了TMSR控制棒通道套管的特征值屈曲分析与蠕变屈曲分析,并对屈曲失稳的关键因素进行了敏感性分析,获得了蠕变屈曲寿命的经验公式。分析结果表明,温度、压力、结构尺寸均会对套管的蠕变屈曲寿命产生显著影响。本文的研究结果对TMSR控制棒通道套管以及复杂结构与载荷条件下的高温结构的稳定性设计提供了工程指导依据,也为其他高温薄壁结构的蠕变屈曲寿命预测提供了依据。展开更多
钍基熔盐堆(TMSR)核能系统项目是中科院未来10年先导研究专项之一,其研究目标是研发第四代裂变反应堆核能系统,计划至2020年之前建成2MW钍基熔盐实验堆,形成支撑未来TMSR核能系统发展的若干技术研发能力,并解决钍铀燃料循环和钍基熔盐...钍基熔盐堆(TMSR)核能系统项目是中科院未来10年先导研究专项之一,其研究目标是研发第四代裂变反应堆核能系统,计划至2020年之前建成2MW钍基熔盐实验堆,形成支撑未来TMSR核能系统发展的若干技术研发能力,并解决钍铀燃料循环和钍基熔盐堆相关重大技术挑战,研制出工业示范级钍基熔盐堆,实现钍资源的有效使用和核能的综合利用。钍基核燃料具有232Th/233U转换效率高、在热中子堆中也能增殖、产生较少的高毒性放射性核素、有利于防核扩散等优点,但也面临燃料制备困难、232U衰变子核的强γ辐射给乏燃料处理和燃料再加工带来的困难、钍铀转换反应链中间核233Pa会吸收堆内中子从而影响233U产量。核燃料利用的工作模式有开环模式、改进的开环模式和闭环模式。熔盐堆是第四代反应堆的6个候选堆型之一,非常适合用作钍铀燃料循环,熔盐堆加上干法在线分离技术有可能实现完全的钍铀燃料闭式循环。本世纪初提出的氟盐冷却高温堆(Fluoride salt-cooled High temperature Reactors,FHRs),用氟化熔盐作为冷却剂,采用TRISO燃料颗粒作为核燃料,其中球床型氟盐冷却高温堆可以在改进的开环模式实现钍铀燃料循环。熔盐堆良好的高温特性使其成为核能非电应用主要候选者之一,反应堆产生的高温热可直接用于页岩油开采和高温制氢等工业领域。展开更多
功率控制系统(Power Control System,PCS)是反应堆控制系统(Reactor Control System,RCS)的重要组成部分,它完成功率提升、功率保持与功率调节的作用。在钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)核能系统固态堆设计方案中,功率控...功率控制系统(Power Control System,PCS)是反应堆控制系统(Reactor Control System,RCS)的重要组成部分,它完成功率提升、功率保持与功率调节的作用。在钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)核能系统固态堆设计方案中,功率控制器根据实测功率与设定功率值之间的偏差和偏差的变化趋势,按照经典的比例-积分-微分(Proportional Integral Derivative,PID)控制算法,给出调节控制棒的运动距离和运动方向等信号。PCS的PID算法设计与基于反应堆中子物理、热工及控制棒的传动性能构成的闭环控制系统的特性有关,其不同参数的确定与系统的静态和动态性能指标的要求相对应。本文从控制的角度出发,在已有的控制棒样机中设计的棒控棒位系统及相关中子物理的基础上对PCS的PID算法进行多层次仿真与参数分析,并对系统的可控性与可测性进行分析验证。分析及仿真结果表明两种控制模型下的系统均是完全可控及完全可测的,在合适的PID参数集下均能体现响应的快速性及系统的良好鲁棒性和抗干扰能力,具有实际的应用意义。展开更多
中子动态参数的准确分析与反应堆的安全特性紧密相关。固态燃料钍基熔盐实验堆(Thorium-based Molten Salt experiment Reactor with Solid Fuel,TMSR-SF1)作为第四代新堆型,采用蒙特卡罗输运程序计算其动态参数更有利于核安全评审。本...中子动态参数的准确分析与反应堆的安全特性紧密相关。固态燃料钍基熔盐实验堆(Thorium-based Molten Salt experiment Reactor with Solid Fuel,TMSR-SF1)作为第四代新堆型,采用蒙特卡罗输运程序计算其动态参数更有利于核安全评审。本文基于较通用的蒙特卡罗多粒子输运(Monte Carlo N Particle Transport Code,MCNP)程序,植入了动态参数直接统计方法,用于计算TMSR-SF1中的有效缓发中子份额和有效中子代时间。通过多个ICSBEP(International Criticality Safety Benchmark Evaluation Project)基准题的检验,计算结果与基准题实验误差在±5%以内,证明了该方法的准确性。运用该方法计算得到TMSR-SF1中6组有效缓发中子份额和有效中子代时间随燃耗深度的变化,其计算结果与采用MCNP共轭通量方法所得的数据误差在±3%以内,证明该方法用于TMSR-SF1的动态参数分析是合理可靠的。展开更多
基于最新发布的评价核数据库ENDF/B-VII.1,简要介绍了利用标准程序NJOY加工固态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)中子能谱测量所需温度下多群截面库的过程。详细分析了两个典型的核素加工所得核反应道...基于最新发布的评价核数据库ENDF/B-VII.1,简要介绍了利用标准程序NJOY加工固态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)中子能谱测量所需温度下多群截面库的过程。详细分析了两个典型的核素加工所得核反应道的多群截面与温度的关系,并将不同温度下的截面库用于中子能谱测量,分析了中子能谱测量结果的误差与温度所引起截面库变化的关系。结果表明,不同类型核反应道的截面所受温度影响不同,特别是核素对超热中子的截面存在共振峰问题受温度影响最大,这是由于多普勒效应影响,所以中子能谱测量结果受核反应道选择的影响符合物理规律,加工所得873 K下的核截面库可用于TMSR-SF相关中子能谱测量。展开更多
传统核能仿真系统一般采用基于物理机的分布式服务部署,存在资源利用率低、部署和扩展难度大等问题。本文结合云计算平台具有弹性资源调度、敏捷运维等优点,提出一种分层级、模块化的钍基熔盐堆(Thorium-based Molten Salt Reactor,TMSR...传统核能仿真系统一般采用基于物理机的分布式服务部署,存在资源利用率低、部署和扩展难度大等问题。本文结合云计算平台具有弹性资源调度、敏捷运维等优点,提出一种分层级、模块化的钍基熔盐堆(Thorium-based Molten Salt Reactor,TMSR)核能系统云仿真平台系统架构。通过搭建TMSR云仿真试验平台,验证基于开源云操作系统框架Open Stack构建TMSR云仿真平台的技术可行性。将分布式服务部署的固态燃料钍基熔盐实验堆(Thorium-based Molten Salt Experimental Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF1)工程仿真机各功能模块迁移到TMSR云仿真试验平台,实现基于云计算的服务部署,用户可通过Web端访问TMSR-SF1仿真服务。仿真运行测试结果表明:TMSR云仿真试验平台可在整个软件生命周期内敏捷、高效地为用户按需提供TMSR-SF1仿真资源,可实现仿真系统快速、灵活地部署和重构。展开更多
出入控制系统是进入核能控制区域的屏障,本文介绍了基于EPICS软件包实现的钍基熔盐堆核能项目(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)放化控制区域出入控制系统的软件设计。通过新的设备驱动、数据库结构、软件接口和人机界面的开发,实现...出入控制系统是进入核能控制区域的屏障,本文介绍了基于EPICS软件包实现的钍基熔盐堆核能项目(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)放化控制区域出入控制系统的软件设计。通过新的设备驱动、数据库结构、软件接口和人机界面的开发,实现了该系统身份验证、污染报警、个人计量统计和事件记录等功能。使用EPICS软件包实现该系统,不仅可以降低成本,减少该系统对设备厂商的依赖性,最重要的是实现了TMSR实验堆项目仪控系统软件构架的统一。该系统软件开发已经过测试验收,证明其功能和可靠性均能满足设计要求,本文还对系统安全性方面的提高展开讨论。展开更多
钍基熔盐固态仿真堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF0)的运行控制和安全保护功能分别由基于实验物理与工业控制系统(Experimental Physics and Industrial Control System,EPICS)的分布式控制系统和基于现场可编程逻...钍基熔盐固态仿真堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF0)的运行控制和安全保护功能分别由基于实验物理与工业控制系统(Experimental Physics and Industrial Control System,EPICS)的分布式控制系统和基于现场可编程逻辑门阵列(Field Programmable Gate Array,FPGA)的保护系统独立实现。由于保护系统是为保障反应堆最终安全而设置的系统,是反应堆控制系统中最重要的组成部分,对于堆的安全运行非常重要。因此,如何将这两个系统整合起来并满足核电人因工程的规范要求是反应堆安全运行的必要条件。本文采用基于EPICS平台的S7plc驱动程序,通过对输入输出控制器(Input/Output Controller,IOC)的搭建、S7plc驱动配置、IOC实时数据库设计、人机界面开发及系统测试,实现控制系统与保护系统的整合并使之满足核电人因工程的要求;同时TMSR-SF0控制系统需要与保护系统串口设备实时通讯,准确、实时、稳定地读取并处理串口设备发送的数据,最终实现对保护系统数据的实时监控。经过运行测试表明,基于EPICS平台的S7plc驱动程序与保护系统自定义的通讯协议的通讯方案可作为TMSR-SF0控制系统和保护系统之间通讯的实施方案,能够满足TMSR-SF0控制系统要求的所有技术指标,并可为仪控行业中类似的通讯设计提供参考和借鉴。展开更多
文摘钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)控制棒通道套管是典型的承受外压的高温薄壁长圆柱壳,蠕变-屈曲失稳是其主要失效模式。本文旨在利用数值模拟方法研究控制棒通道套管高温下的蠕变屈曲失稳行为。首先基于UNS N10003合金的高温蠕变试验数据获得了该材料的Norton蠕变模型及材料参数;然后利用有限元分析软件ABAQUS进行了TMSR控制棒通道套管的特征值屈曲分析与蠕变屈曲分析,并对屈曲失稳的关键因素进行了敏感性分析,获得了蠕变屈曲寿命的经验公式。分析结果表明,温度、压力、结构尺寸均会对套管的蠕变屈曲寿命产生显著影响。本文的研究结果对TMSR控制棒通道套管以及复杂结构与载荷条件下的高温结构的稳定性设计提供了工程指导依据,也为其他高温薄壁结构的蠕变屈曲寿命预测提供了依据。
文摘钍基熔盐堆(TMSR)核能系统项目是中科院未来10年先导研究专项之一,其研究目标是研发第四代裂变反应堆核能系统,计划至2020年之前建成2MW钍基熔盐实验堆,形成支撑未来TMSR核能系统发展的若干技术研发能力,并解决钍铀燃料循环和钍基熔盐堆相关重大技术挑战,研制出工业示范级钍基熔盐堆,实现钍资源的有效使用和核能的综合利用。钍基核燃料具有232Th/233U转换效率高、在热中子堆中也能增殖、产生较少的高毒性放射性核素、有利于防核扩散等优点,但也面临燃料制备困难、232U衰变子核的强γ辐射给乏燃料处理和燃料再加工带来的困难、钍铀转换反应链中间核233Pa会吸收堆内中子从而影响233U产量。核燃料利用的工作模式有开环模式、改进的开环模式和闭环模式。熔盐堆是第四代反应堆的6个候选堆型之一,非常适合用作钍铀燃料循环,熔盐堆加上干法在线分离技术有可能实现完全的钍铀燃料闭式循环。本世纪初提出的氟盐冷却高温堆(Fluoride salt-cooled High temperature Reactors,FHRs),用氟化熔盐作为冷却剂,采用TRISO燃料颗粒作为核燃料,其中球床型氟盐冷却高温堆可以在改进的开环模式实现钍铀燃料循环。熔盐堆良好的高温特性使其成为核能非电应用主要候选者之一,反应堆产生的高温热可直接用于页岩油开采和高温制氢等工业领域。
文摘功率控制系统(Power Control System,PCS)是反应堆控制系统(Reactor Control System,RCS)的重要组成部分,它完成功率提升、功率保持与功率调节的作用。在钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)核能系统固态堆设计方案中,功率控制器根据实测功率与设定功率值之间的偏差和偏差的变化趋势,按照经典的比例-积分-微分(Proportional Integral Derivative,PID)控制算法,给出调节控制棒的运动距离和运动方向等信号。PCS的PID算法设计与基于反应堆中子物理、热工及控制棒的传动性能构成的闭环控制系统的特性有关,其不同参数的确定与系统的静态和动态性能指标的要求相对应。本文从控制的角度出发,在已有的控制棒样机中设计的棒控棒位系统及相关中子物理的基础上对PCS的PID算法进行多层次仿真与参数分析,并对系统的可控性与可测性进行分析验证。分析及仿真结果表明两种控制模型下的系统均是完全可控及完全可测的,在合适的PID参数集下均能体现响应的快速性及系统的良好鲁棒性和抗干扰能力,具有实际的应用意义。
文摘中子动态参数的准确分析与反应堆的安全特性紧密相关。固态燃料钍基熔盐实验堆(Thorium-based Molten Salt experiment Reactor with Solid Fuel,TMSR-SF1)作为第四代新堆型,采用蒙特卡罗输运程序计算其动态参数更有利于核安全评审。本文基于较通用的蒙特卡罗多粒子输运(Monte Carlo N Particle Transport Code,MCNP)程序,植入了动态参数直接统计方法,用于计算TMSR-SF1中的有效缓发中子份额和有效中子代时间。通过多个ICSBEP(International Criticality Safety Benchmark Evaluation Project)基准题的检验,计算结果与基准题实验误差在±5%以内,证明了该方法的准确性。运用该方法计算得到TMSR-SF1中6组有效缓发中子份额和有效中子代时间随燃耗深度的变化,其计算结果与采用MCNP共轭通量方法所得的数据误差在±3%以内,证明该方法用于TMSR-SF1的动态参数分析是合理可靠的。
文摘传统核能仿真系统一般采用基于物理机的分布式服务部署,存在资源利用率低、部署和扩展难度大等问题。本文结合云计算平台具有弹性资源调度、敏捷运维等优点,提出一种分层级、模块化的钍基熔盐堆(Thorium-based Molten Salt Reactor,TMSR)核能系统云仿真平台系统架构。通过搭建TMSR云仿真试验平台,验证基于开源云操作系统框架Open Stack构建TMSR云仿真平台的技术可行性。将分布式服务部署的固态燃料钍基熔盐实验堆(Thorium-based Molten Salt Experimental Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF1)工程仿真机各功能模块迁移到TMSR云仿真试验平台,实现基于云计算的服务部署,用户可通过Web端访问TMSR-SF1仿真服务。仿真运行测试结果表明:TMSR云仿真试验平台可在整个软件生命周期内敏捷、高效地为用户按需提供TMSR-SF1仿真资源,可实现仿真系统快速、灵活地部署和重构。
文摘出入控制系统是进入核能控制区域的屏障,本文介绍了基于EPICS软件包实现的钍基熔盐堆核能项目(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)放化控制区域出入控制系统的软件设计。通过新的设备驱动、数据库结构、软件接口和人机界面的开发,实现了该系统身份验证、污染报警、个人计量统计和事件记录等功能。使用EPICS软件包实现该系统,不仅可以降低成本,减少该系统对设备厂商的依赖性,最重要的是实现了TMSR实验堆项目仪控系统软件构架的统一。该系统软件开发已经过测试验收,证明其功能和可靠性均能满足设计要求,本文还对系统安全性方面的提高展开讨论。
文摘钍基熔盐固态仿真堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF0)的运行控制和安全保护功能分别由基于实验物理与工业控制系统(Experimental Physics and Industrial Control System,EPICS)的分布式控制系统和基于现场可编程逻辑门阵列(Field Programmable Gate Array,FPGA)的保护系统独立实现。由于保护系统是为保障反应堆最终安全而设置的系统,是反应堆控制系统中最重要的组成部分,对于堆的安全运行非常重要。因此,如何将这两个系统整合起来并满足核电人因工程的规范要求是反应堆安全运行的必要条件。本文采用基于EPICS平台的S7plc驱动程序,通过对输入输出控制器(Input/Output Controller,IOC)的搭建、S7plc驱动配置、IOC实时数据库设计、人机界面开发及系统测试,实现控制系统与保护系统的整合并使之满足核电人因工程的要求;同时TMSR-SF0控制系统需要与保护系统串口设备实时通讯,准确、实时、稳定地读取并处理串口设备发送的数据,最终实现对保护系统数据的实时监控。经过运行测试表明,基于EPICS平台的S7plc驱动程序与保护系统自定义的通讯协议的通讯方案可作为TMSR-SF0控制系统和保护系统之间通讯的实施方案,能够满足TMSR-SF0控制系统要求的所有技术指标,并可为仪控行业中类似的通讯设计提供参考和借鉴。
