熔盐堆是第四代国际核能论坛推荐的6种先进四代堆之一,具有良好的中子经济性、固有安全性、可在线后处理等特点。基于熔盐燃料和冷却剂的流动性,熔盐堆可对堆内产生的放射性气体进行在线移除,周期性地从熔盐泵中除去135Xe和85Kr等中子毒物,以提高燃料循环过程中的中子经济性。目前主要的源项计算软件并不完全适用于熔盐堆在线除气情况下的源项计算,为了解熔盐堆在线处理情况下的源项分布,为熔盐堆辐射防护设计提供参考依据,并验证熔盐堆在线处理情况下源项计算方法的可行性和计算结果的可靠性,采用实际运行过的美国橡树岭国家实验室熔盐实验堆(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE)参数,应用自主开发的PostTRITON程序计算了含在线处理情况下的源项,分析了熔盐堆裂变产物产额及氚的产生情况,并应用SCALE5.1软件包中TRITON模块计算了无在线处理情况下的源项,分析了数据偏差的原因,并与橡树岭国家实验室的计算数据进行了比较,计算结果在±8%的范围内符合一致。通过本研究,验证了在线处理下熔盐堆源项计算方法的可行性和结果的可靠性,可为熔盐堆的辐射防护设计提供重要的参考。
金刚石材料具有优异的耐高温、抗辐照性能,用其制作的辐照探测器在反应堆等苛刻环境下具有很好的应用前景。在分析金刚石中子探测器的结构和工作原理的基础上,使用MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)模拟程序构建了金刚石中子探测器的物理模型,考虑探测器用于2 MWt液态燃料钍基熔盐试验堆(Thorium Molten Salt experimental Reactor-Liquid Fueled,TMSR-LF1)辐射场中,计算中子转换层(6LiF、10B)厚度、金刚石厚度、γ甄别阈值对探测器的中子探测效率、γ探测效率以及n/γ抑制比的影响。结果表明:6LiF更适合在中子、γ混合场中用作中子转换层;随着6LiF厚度增加,中子探测效率先增大后减小,6LiF的最优厚度为25μm;金刚石厚度增大会导致探测器的n/γ甄别性能下降,可以采用设置γ甄别阈值的方法解决金刚石层过厚时带来的γ干扰过大的问题,使探测器达到对γ不灵敏的要求。模拟研究工作获得了探测器结构参数对探测器性能的影响规律,对探测器后续的制作和研究具有指导意义。
10-MWt固态钍基熔盐堆(Thorium-based Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)使用TRISO(Tri-structural isotropic)颗粒燃料元件,并采用熔融氟盐作为一回路冷却剂,附着在燃料元件上的熔盐有可能影响系统反应性。因此,需要分析在燃料元件的贮存过程中熔盐附着燃料元件对贮存临界安全的影响。使用SCALE6.1的TRITON(Transport Rigor Implemented with Time-dependent Operation for Neutronic depletion)模块对TMSR-SF堆芯建模并进行燃耗计算,使用MCNP对乏燃料贮存系统进行临界计算。分别考虑熔盐浸渗球形燃料元件和熔盐包覆在球形燃料元件表面两种典型情况下,熔盐附着对贮存系统反应性的影响。针对乏燃料贮存系统,以浸渗最大量,即熔盐体积是石墨体积的13.9%为前提,临界计算结果表明,熔盐浸渗入石墨基体贮存系统的反应性比熔盐包覆在球形燃料元件表面的贮存系统的反应性要大5%;与没有熔盐附着的情况相比,有熔盐附着的情况下贮存系统反应性要大15%。对乏燃料贮存系统的临界安全分析可知,两种典型的熔盐附着模型对贮存系统的反应性存在一定的影响,但无论是熔盐浸渗还是包覆,贮存系统仍处于次临界,意味着贮存系统在正常工况下是安全的。
