一、一种微小型液态金属反应堆的反应性控制方案（论文文献综述）
马良义[1]（2021）在《离子辐照对TiAlN涂层耐LBE腐蚀性能的影响研究》文中认为铅铋共晶（LBE）因其高的热导率、低熔点、高沸点等优异的物理性能和低化学活性,作为铅冷快堆（LFR）的冷却剂,同时也是加速器驱动次临界系统（ADS）中次临界反应堆冷却剂和散裂靶的重要候选材料。但是,LBE与结构材料接触会引起材料的腐蚀,导致材料性能的恶化,成为制约LFR和ADS铅冷反应堆发展的瓶颈问题之一。TiAlN涂层因其具有高抗辐照、高温氧化、腐蚀性能和化学稳定性,在面向LBE的结构材料的防护方面具有很大的发展潜力。本论文以TiAlN涂层为研究对象,研究了离子辐照对TiAlN涂层耐LBE腐蚀性能的影响研究。首先采用阴极弧离子镀技术,在W-Fe-Ni合金材料表面制备了TiAlN涂层（以Cr作为过渡层）,再进行1.0 Me V的（0-2.0）×1016 ions/cm2剂量的N5+离子辐照实验,辐照峰值损伤水平达到1.0 dpa和5.0 dpa,然后在450℃饱和氧的LBE中分别腐蚀500h、1000h和3000h。利用扫描电镜（SEM）观察了实验后样品的表面和截面的形貌;用能量色散谱仪（EDS）分析了试验后表面和截面的元素分布;用X-射线衍射（XRD）和X-射线能量色散谱（XPS）分析了涂层的微观结合和新生氧化物的化学价态;用透射电镜（TEM）观察了辐照后腐蚀样品的近表面氧化层生成情况;最后利用划痕测试仪对辐照和辐照后腐蚀的样品进行了结合力变化的分析。通过一系列的测试分析,评价了N5+离子辐照对TiAlN涂层耐LBE腐蚀性能的影响。本论文的研究发现:（1）在高达2.0×1016 ions/cm2的辐照剂量下,TiAlN涂层表现出很好的抗辐照性能;但随着辐照剂量的增加,残余应力发生了先减小后增大的变化,表明晶格常数和结合力发生了先增大后减小的变化。（2）经过长达3000h的腐蚀后,未观察到TiAlN涂层表面的溶解、LBE渗入等腐蚀现象,只在表面缺陷附近生成了Al2O3和Ti O2。该腐蚀条件下涂层表现出很好的耐腐蚀性能。（3）N5+离子辐照TiAlN样品的LBE腐蚀氧化层的厚度均匀性提高;随着辐照剂量增大,LBE高温腐蚀样品的晶格常数减小;3000h长时效下,辐照对涂层结合力的影响很小。
张亚朋[2]（2021）在《小型重水慢化熔盐堆钍铀过渡与安全特性研究》文中指出熔盐堆采用液态形式燃料,具有流动性,可以实现裂变产物在线去除和233Pa在线提取,被认为是实现钍资源高效利用的理想堆型之一。重水慢化熔盐堆采用液态形式燃料,以重水作为慢化剂,综合了重水堆高中子经济性与传统熔盐堆在线处理、低压运行等优势,同时避免了石墨慢化熔盐堆中石墨由于中子辐照需定期更换所带来的一系列核废料管理问题,是最近提出的一种新概念熔盐堆。小型化反应堆具有低建设成本、高部署灵活性等优势,是未来核能发展的重要堆型之一。鉴于此,本文提出了一种功率为500 MWth的小型重水慢化熔盐堆。围绕该堆型,从堆芯设计、钍铀燃料循环和安全特性分析三方面进行了系统研究。为了获得较好的钍铀增殖性能以及负温度反应性系数以确保反应堆运行安全,本文首先对小型重水慢化熔盐堆的设计目标和准则进行了梳理,并开发出初始临界搜索（critical search calculation code,CSCC）计算模块。以此为基础,通过改变对边距（P）～（5～24）cm和熔盐份额（VF）～（4～28%）,对易裂变核素初始装载量、初始转换比（CR）、温度反应性系数（TRC）等目标参数进行了优化。考虑到钍铀燃料增殖和钍铀循环过渡需要,分别选取了三种启堆燃料233U-Th、LEU-Th和TRU-Th(LEU,17.95 wt%235U/U)进行分析,以期获得较好的初始钍铀循环性能。分析结果表明,233U-Th和LEU-Th两种燃料在所选取的Ps和VFs范围内,温度反应性系数均为负。相对而言,当堆芯P及VF分别为20 cm与20%时可获得较好的初始CR以及易裂变核素初始装载量。对于TRU燃料,建议采用较小的P（～5cm）和较大的VF（～24%）的堆芯以获得负的TRC。另外,考虑到熔盐管道对钍铀循环性能的影响,Si C和隔热层的厚度应分别小于2 mm和7 mm。堆外过渡是以现有常规易裂变核素为启堆燃料,在线提取233Pa,并且在堆外衰变为233U(T1/2=27 day)后储存,直到积累足够的233U以启动新堆的钍铀循环过渡方法。由于不需消耗233U,堆外过渡是解决自然界缺乏233U问题的有效途径之一。现有的堆外过渡方案以相同的燃料为启堆燃料和添加燃料（例如LEU）,将不可避免引入非易裂变重金属核素,导致堆芯重金属核素浓度升高,从而影响燃料盐化学稳定性与堆芯运行安全,也导致堆芯运行时长受限（为避免重金属核素浓度过度增加）。为此,本文提出了维持重金属浓度不变的改进型堆外过渡方案,其中包括两个阶段。第一阶段,以LEU为启堆燃料,在线添加从轻水堆（LWRs）乏燃料所提取的超铀（TRU）核素维持堆芯临界运行,同时在线提取233Pa。为确保TRC为负值并保持一定的安全裕量,第一阶段运行时间设置为300天。第二阶段将从第一阶段增殖所获得的233U与TRU进行混合,作为添加燃料。分析结果表明,混合燃料可维持堆芯临界安全运行,TRC为负值,并实现钍铀过渡与增殖。与此同时,通过提高混合燃料中233U份额可进一步改善TRC值。当混合燃料中233U的份额设定为15 mol%,只需3年便可获得启动一新堆所需的233U。60年运行,可添加TRU约11,512 kg,堆芯内残留TRU约3,830 kg,消耗TRU 7,680kg,所添加TRU燃料的放射性毒性可降低11%。堆芯稳态和瞬态响应特性是评价堆芯运行是否安全的重要依据。基于重水慢化熔盐堆独特堆芯结构,首先开发了适应于小型重水慢化熔盐堆的核热耦合程序。然后从隔热层厚度、重水流动速度、中子通量分布、熔盐温度分布和重水温度分布等方面对堆芯稳态特性进行了分析。分析结果表明,当隔热层厚度从3 mm减少到1 mm时,重水温度显着增加,综合考虑隔热层厚度对燃料增殖性能影响,建议选取3 mm作为隔热层厚度。在此厚度下,即使当重水速度从0.6 m/s降至0.02 m/s,重水温度从61.5℃升高到90℃,仍低于沸点,处于安全范围内。同时,燃料盐最高出口温度为667℃,低于700℃设计上限。与此同时,针对熔盐入口温度驱动瞬态、重水速度驱动瞬态、熔盐速度驱动瞬态等几种典型瞬态事故工况进行了深入分析。在燃料盐入口驱动瞬态、燃料盐流速驱动瞬态中,重水温度、燃料盐温度、堆芯功率均在安全范围内;对于重水速度驱动瞬态,由于堆芯功率变化较小,重水温度变化主要由重水流速变化所导致,但重水温度均处于安全范围内。上述分析结果表明,所设计的堆芯初步满足安全设计要求。
张新营[3]（2021）在《电子加速器驱动次临界系统的堆芯设计》文中提出核能的发展对于保障我国的能源安全,实现低碳环保具有显而易见的战略地位,而日益增多的乏燃料限制着核能的可持续发展。在加速器技术推动下发展起来的分离-嬗变技术成为最优核废料处理技术,ADS则被认为是乏燃料后处理的最理想工具。但遗憾的是,到目前为止,还有大量的基础科学问题有待解决,核材料问题与成本问题尤为突出,而采用电子加速器来驱动次临界系统的技术路线因电子加速器技术成熟、设备成本较低而受到关注。在电子加速器驱动的次临界系统中,经加速器加速并出射的高能电子进入电子靶,与靶材料接触骤然减速发生韧致辐射放出光子,光子再与靶发生光核反应,产生中子进入堆芯诱导核燃料发生裂变反应。根据这两种反应机制,论文设计了电子靶模型和次临界堆芯以及特定的堆芯状态用于燃烧乏燃料。论文基于NJOY程序制作并检验了相关核素的光核反应数据,在MCNPX中以40 MeV的高能电子轰击金属薄靶,分别计算韧致辐射的光子产额和光核反应的中子产额,以此选择最优的靶参数。电子靶设计为圆柱状,包含两部分:韧致辐射靶和光核反应靶。区别于ADS的液态铅铋金属靶,固态电子靶中韧致辐射靶材料为天然钨,半径5 cm,厚度0.5 cm;光核反应靶材料为238U,半径8 cm,厚度2.5 cm。经电子-光子-中子联合输运产生的中子能谱在10-8～10-7 MeV范围有较大峰值,大部分中子为热中子,由此将eADS次临界堆芯设计为热中子反应堆;在0.01～5 MeV范围有较小峰值,可用于乏燃料研究。eADS的次临界堆芯参照M310堆型,电子靶设置在堆芯中心组件位置,按运行时间设计了两个循环。根据堆芯功率峰因子和展平中子通量密度分布的设计要求,通过调节硼浓度来控制keff在次临界范围,调整堆芯可燃毒物分布以实现功率峰因子在1.4左右并达到相对平坦的中子通量密度分布,同时采用多靶布置的方式有效展平堆芯组件中子通量密度。在后续循环中,以压水堆取出150天后的乏燃料替换2.4%富集度燃料并将2.4%富集度燃料设置在堆芯外围组件,keff保持在次临界范围,功率峰因子1.359,中子通量维持在相对平坦的水平,再替换堆芯1.6%富集度燃料为乏燃料,也满足堆芯设计要求,因此,从堆芯物理的角度认为在eADS中燃烧乏燃料是可行的。
范大军[4]（2021）在《铅冷快堆带绕丝燃料棒束通道流动特性研究》文中研究说明核能是一种安全、可大规模利用的清洁能源,发展核能对于维护国家主权、保护生态环境和促进科技进步等方面具有十分重要的作用。得益于铅铋合金（Lead-Bismuth Eutectic,LBE）传热性能好、沸点高和化学活性低等优点,铅冷快堆（Lead-cooled Fast Reactor,LFR）被遴选为第四代反应堆系统之一和加速器驱动嬗变研究装置（China initiative Accelerator-Driven System,Ci ADS）的堆型。燃料组件内部流动特性对反应堆系统的安全性和经济性有十分重要的影响。液态金属冷却快堆常使用螺旋绕丝作为燃料棒束的定位部件,因此,有必要对带绕丝燃料棒束通道流动特性展开研究。然而,使用LBE直接开展流动特性实验存在成本高、难度大且危险性高等问题。因此,本论文基于相似理论,结合实验测量和数值仿真的方法研究了带绕丝燃料棒束通道的流动特性。本论文设计和搭建了一个可视化水力学实验平台（Visual Hydraulic Experimenta L Platform,VHELP）,使用有机玻璃为材料研制了一个19棒束带绕丝燃料组件模型,并开展了如下工作:（1）使用差压传感器测量了雷诺数为3750–16250,边通道内的18组轴向差压和12组横向差压,使用去离子水为流动工质。研究结果表明压力分布出现不均匀性,存在明显的高压区和低压区。沿流动方向,轴向压力波动下降,波动周期为1个螺距（H）。轴向高度每增加1/6H,横向压力分布沿绕丝螺旋方向变化60°,变化周期为1H。Rehme和Cheng and Todreas Detailed（CTD）模型在预测摩擦系数随雷诺数的变化关系时与实验数据的误差最小。过渡流与湍流的临界雷诺数约为11700,与CTD预测值的偏差为8.33%。（2）使用粒子图像测速法（Particle Image Velocimetry,PIV）测量了XZ平面和YZ平面带绕丝燃料棒束通道的速度分布,使用碘化钠溶液为折射率匹配（Refractive Index Matching,RIM）液。研究发现速度分布的轴向和横向变化周期均为1H。随雷诺数增大,速度分布的形状不变,数值成正比增大;均方根横向速度随雷诺数增大成正比增大;归一化横向速度不变,最大值约为40%,峰值出现在3/4H靠后一些的位置。横向速度随Z轴坐标增大呈余弦变化,在绕丝附近横流增强,速度方向发生偏转。（3）使用Fluent软件对燃料棒束通道流动特性进行了数值仿真计算,并将数值仿真结果与实验数据进行了对照。研究发现雷诺平均（Reynolds Averaged Navier Stokes,RANS）湍流模型可以较准确地模拟带绕丝燃料棒束通道的流动特性,SST k-?模型的计算结果与实验数据的偏差最小。（4）研发了一种可视化燃料棒加工和清洗工艺,总结了各种RIM液方案及其优缺点。同时,配制了一种72.2 vol%四氢化萘-27.8vol%无水乙醇的新型RIM液,并搭建了一个流动工质物性测量和净化实验平台,用于探究RIM液的配制原则和雷诺数随浓度和温度的变化关系。研究发现Newton方程在预测混合溶液的折射率时与实验测量数据偏差最小。雷诺数对温度敏感,因此需要在实验装置中设置热交换设备来控制流动工质的温度,并做好回路密封。本研究进一步丰富了带绕丝燃料棒束通道流动特性的数据库,可为Ci ADS燃料组件设计和运行提供数据支撑。同时,本论文中的相关经验有助于今后可视化水力学实验技术的发展。
程治强[5]（2021）在《熔盐堆内Nb等贵金属裂变产物的行为研究》文中研究指明熔盐堆是先进四代堆中唯一的液态燃料反应堆,由于液态燃料的特点使得熔盐堆中锕系核素和裂变产物的行为和分布对熔盐堆的设计、建造、运行和安全产生重要影响。中国科学院上海应用物理研究所（SINAP）正在开展钍基熔盐堆核能系统（TMSR）的研发,以研究锕系核素和裂变产物行为和分布及其对熔盐堆运行和干法分离影响为目标的熔盐反应堆化学成为一项亟待开展的重要工作。贵金属裂变产物是核裂变产物的重要组成部分。贵金属裂变产物性质复杂,它们的行为和分布与熔盐堆中燃料盐的重要特性—氧化还原电位状态,有着密切的关联,因此,熔盐中贵金属裂变产物的行为和分布研究,成为SINAP熔盐反应堆化学中关键的研究课题。本论文用SINAP自主设计并研制的15 Me V电子加速器中子源辐照UF4,使用γ射线能谱技术,研究辐照后UF4与熔盐堆用冷却盐FLi Be（Li F-Be F2,66%-34mol%）混合熔融后,以95Nb为代表的贵金属裂变产物在熔盐、哈氏合金以及石墨之间的沉积和分配为关注点,研究了还原剂金属Li和氧化剂Ni F2的加入对贵金属裂变产物分布的影响。主要研究内容和得到的主要结果是:（1）裂变产物的行为和分布研究方法的建立在熔盐高温化学处理技术的基础上,建立了基于熔盐中裂变产物行为研究的实验方法。实验观察到的关于挥发性裂变产物、亲盐类裂变产物和贵金属裂变产物的总体行为以及95Nb作为熔盐堆燃料盐氧化还原指示剂的论断都与ORNL在MSRE上的研究相一致,证明本论文采用的实验方法的可行性和可信性,为后续的研究奠定了技术基础。（2）裂变产物95Nb在FLiBe熔盐中的行为与分布基于裂变产物95Nb有望成为熔盐堆燃料盐氧化还原性质的指示剂,研究了95Nb在FLi Be熔盐中的行为与分布。研究表明大部分95Nb能够稳定存在于FLi Be熔盐中。金属Li的加入使95Nb还原成金属颗粒而沉降,导致熔盐中95Nb活度的下降,降低的程度与95Zr-95Nb生长-衰变关系的时间以及95Nb的浓度相关。在此基础上,讨论了95Nb作为熔盐堆燃料盐中氧化还原电位指示剂在技术上的局限性和解决方案。（3）FLi Be熔盐中裂变产物95Nb在哈氏合金上的沉积通过分析ORNL的相关结果,认为熔盐中95Nb活度检测结果受熔盐中可溶性95Nb与不可溶的95Nb金属小颗粒能否正确区分的影响,这也是ORNL有关实验数据较为零乱、分散,甚至反常的原因之一,并得到实验的支持。为此研究了熔盐中裂变产物95Nb在哈氏合金上的沉积,以及95Nb在合金上沉积与它在熔盐中比活度的相关性。研究结果表明95Nb在哈氏合金上沉积量的变化与熔盐电位改变相关联;哈氏合金上的95Nb和103Ru的沉积率比能够定量表征熔盐的氧化还原电位。研究结果为利用贵金属裂变产物检测熔盐堆氧化还原电位提供了2个更准确、操作性更强的新方案。（4）其他贵金属裂变产物在FLi Be熔盐中的分布与行为考察了熔盐中的99Mo、103Ru和132Te及其在石墨、哈氏合金上的沉积和分布规律,研究了熔盐氧化还原性质性对哈氏合金上99Mo、103Ru和132Te沉积行为的影响。因为99Mo在放射性药物研制上有巨大的需求,为此,根据99Mo在熔盐中的行为,提出了从熔盐中分离提纯99Mo的可行方法。上述研究表明在钍基熔盐堆核能系统建成之前在实验室利用白光中子源辐照产生全源项裂变产物,开展熔盐反应堆化学研究不仅可行,而且能够获得有意义的研究结果。在钍基熔盐堆运行后,实验室研究结果将为反应堆现场的监察和诊断提供科学和技术层面上的支持、保障和指导作用。
杨晓[6]（2021）在《多模块式核反应堆负荷跟踪下的协调控制方法研究》文中认为发展先进核能科技是解决世界能源危机的重要举措之一。全球核电站的发展主线被划分为大型单个核反应堆的发展与多模块式核反应堆的发展。大型单个反应堆在实际运行中的负荷跟踪能力偏弱,而良好的负荷跟踪能力是实现机组产能与电网需求间匹配、提高燃料循环期限、保证核电站安全稳定运行的基本条件。相对于大型单个反应堆,多模块式核反应堆采用多个模块化反应堆并联共同驱动一组汽轮机的运行模式,具有发电效率高、模块化标准生产建设周期短、固有安全特性等优点,能够快速适应新增电力负荷的需求和电网调峰运行。由于多模块式核反应堆具有独特的模块化结构,系统为实现快速稳定的负荷跟踪,不但需要考虑各个反应堆模块之间负荷分配的方式,还要保证系统的运行参数达到设计指标,从而增加了各个模块之间功率匹配的难度和系统控制策略的复杂程度。除此之外,多模块式核反应堆各模块之间存在相互耦合的问题,多个反应堆模块通过公用的二次回路耦合相联,任何一个模块的负荷变化不仅影响其自身功率,还会造成其它模块的功率变化。因此,开展多模块式核反应堆带负荷运行的模块间协调控制方法的研究对系统的安全稳定运行具有重要意义。本文针对多个模块并联运行带来的热耦合问题,对多模块式核反应堆系统在负荷跟踪下的协调控制方法进行了研究,并在全范围实时仿真平台CLEAR模拟机上对控制效果进行仿真验证,主要研究内容如下:（1）针对多模块式核反应堆结构的复杂性,提出了基于网络化结构的反应堆系统模型搭建方法。考虑到单个模块具有额定功率小、结构紧凑及固有安全性等特点,本文以10MW小型铅基冷却反应堆CLEAR-I为参考设计对象。采用集总参数的方法建立了模块化反应堆的动态数学模型,包括点堆动力学模型、堆芯换热模型、换热器模型以及空冷器模型,并对反应堆的稳态特性进行了分析计算,为系统的动态特性研究提供稳态参数。（2）针对各反应堆模块间功率的匹配问题,采用了多模块式核反应堆在不平衡负载运行方式下的控制策略,以满足整个反应堆的交错换料和不同模块的维护需求。结合对多模块式核反应堆系统一回路和二回路运行特性的分析,搭建模块间的协调控制回路,实现当反应堆出现负荷改变、模块换料、维修或紧急停堆时各模块的负荷因子的有序调节。通过对故障状态及变负荷工况下的仿真实验,验证了系统良好的负荷跟踪能力,完成了面向负荷跟踪的多模块间运行控制策略的设计。（3）针对多模块式核反应堆各模块之间存在相互耦合的问题,应用多变量频域法对反应堆系统进行协调控制方案的设计。本文通过伪对角化法获得常数对角优势补偿矩阵,再采用逆奈奎斯特阵列法对补偿后的系统进行解耦控制器的设计。通过频域响应实验对全范围原型仿真模拟机上的多模块式核反应堆进行系统辨识,以获取整个反应堆系统的传递函数矩阵。最后,本文通过仿真实验对负荷变化等工况进行模拟,验证了协调控制方案的可行性。
王勇[7]（2021）在《小型模块化熔盐堆棱柱石墨组件的辐照形变研究》文中研究说明液态燃料熔盐堆作为第四代先进反应堆中唯一使用液态燃料的堆型,可实现在线处理并回收利用乏燃料,易于实现钍铀燃料循环,在提高资源利用效率、减少核废料量、防核扩散及加强国家能源安全等方面具有重大潜在优势。小型模块化熔盐堆具有结构紧凑、体积小和选址灵活等特点,是目前熔盐堆迈向商业化发展的主要方向。目前,小型模块化熔盐堆以石墨慢化热堆为主,石墨在熔盐堆中既慢化中子,又构成熔盐流道,同时承担冷却剂流道和堆芯结构材料的功能。石墨组件辐照寿命过短是限制小型模块化熔盐堆发展的主要短板之一。石墨组件寿命通常被定义为石墨体积随辐照中子注量增加先减少至最小值后膨胀回初始体积所历经的时间,不同温度下石墨组件达到石墨组件寿命所需的中子注量不同。为保持竞争力,设计期望液态燃料熔盐堆商业化的燃料功率密度在100MW/m3以上,而此功率密度下石墨组件寿命通常不足7年。目前熔盐堆概念设计中大部分使用了传统的中心圆通道石墨组件（简称RCA）。为了延长石墨组件寿命,本文提出了一种新的延长石墨组件寿命方法——通过设计新结构石墨组件来延长石墨组件的服役寿命。本文为小型模块化熔盐堆设计了一种新型实心六棱柱石墨组件（简称HPA）。HPA具有更加平坦的快中子通量分布和更低且更均匀的温度分布,将石墨组件寿命从RCA的7.5年提升至8.4年,有效地延长了组件寿命,膨胀到组件相互接触则需14.9年。同时本文也改进了石墨辐照形变计算方法,考虑了石墨热导率随辐照中子注量增加快速下降的影响,用MCNP5和Fluent分别计算了石墨内精细的三维快中子通量分布和三维温度分布,最终获得了HPA和RCA的三维形变率分布。熔盐堆石墨组件（如RCA）在轴向两端一般由金属支撑板固定,由于金属热膨胀系数远大于石墨,石墨组件从组装时的室温（约20℃）上升至正常运行时的高温（约700℃）时,紧密排列的RCA之间会出现有熔盐流动的窄缝（HPA不存在该现象）。本文分析了熔盐窄缝对RCA传热特性和石墨辐照形变的影响,发现由于流道狭窄,RCA窄缝中熔盐流速仅约为主通道的1/17,窄缝熔盐无法通过流动直接将全部热量带出组件,而是经石墨向主通道熔盐传递一部分热量,降低了主通道熔盐对石墨的冷却效果。熔盐窄缝没有对RCA石墨内的快中子通量分布产生明显影响,但显着地提高石墨温度、加剧了石墨辐照形变,使石墨组件寿命缩短了1.25年。
刘一阳[8]（2021）在《高温原位谱学技术研究金属与熔盐的相互作用》文中研究指明金属与熔盐的相互作用普遍存在于熔盐的应用过程中,并给熔盐的应用带来许多负面影响:在熔盐堆和光热电站中,熔盐对金属的腐蚀严重影响了其安全稳定运行;在熔盐电解冶金中,金属在熔盐中的溶解是引起电流效率下降的重要因素。受限于高温熔盐原位表征手段匮乏和复杂熔盐体系理论模拟的困难,金属与熔盐相互作用机理研究并不全面和深入。因此本文发展和利用多种高温熔盐原位表征技术,包括自主研制的高温熔盐紫外可见吸收光谱仪,定制开发的高温核磁共振装置和上海光源高温X射线吸收谱技术对三种不同类型的金属与熔盐相互作用体系进行研究,并深入探讨了相关反应机理。主要研究内容和取得的成果如下:（1）完成了高温紫外可见吸收光谱仪的研制以及高温核磁共振装置的改进。搭建的高温紫外可见吸收光谱可对800℃以下熔盐中金属离子价态和浓度进行测定,且在测试过程中可保持惰性气氛。对定制的Bruker 400 MHz宽腔核磁进行了适用于熔盐的改进,可以对750℃下熔盐体系进行测定,以确定熔盐中离子配位结构和成键性质。（2）对金属Cr与Cr（Ⅲ）离子在熔融FLiNaK（LiF:NaF:KF=46.5:11.5:42mol%）和FLiBe（LiF:BeF2=66.6:33.3 mol%）盐中的反应机理进行研究。结果表明金属Cr在熔融FLiBe盐中与Cr（Ⅲ）离子发生反应生成Cr（II）离子;但在熔融FLiNaK中生成的Cr（II）离子会歧化分解重新生成Cr和Cr（Ⅲ）离子,Cr（Ⅲ）离子会持续与Cr反应。进一步实验证明这种反应机理的差别是两种熔融氟盐中自由F-浓度的差异造成的。（3）对金属Be与700℃熔融FLiBe、FLiNaK的相互作用进行研究。实验结果表明金属Be与熔融FLiNaK发生置换反应生成金属K,但不与熔融FLiBe反应。研究表明,金属K的高温挥发以及自由F-与Be的共价相互作用是导致Be在FLiNaK发生置换反应的主要原因。同时实验中检测到了F-离子与金属Be生成的BeF-中间化合物。（4）设计了Cu、Ag、Au在熔融LiCl-KCl（LiCl:KCl=60:40 mol%）中的溶解实验,对金属在熔盐中溶解后的结构及溶解机理进行研究。实验结果表明溶解速率Cu>Ag>Au（不溶解）,高温原位X射线吸收谱结果表明Cu在熔盐中的溶解会形成金属团簇,机理验证实验证明了Cu、Ag、Au溶解能力随电负性增大而降低。本文工作表明,高温熔盐原位谱学仪器是研究熔盐中金属与熔盐相互作用过程中微观结构、成键性质和反应机理的有力手段。本文的工作有助于对金属与熔盐作用机理的理解,为熔盐的工业和科研应用中对金属与熔盐相互作用这一过程的防控或利用提供理论基础。
杨冬梅[9]（2020）在《小型铅冷快堆堆芯核热耦合研究及应用》文中研究表明作为第四代核反应堆六种主要堆型之一,铅冷快堆在永续性、安全性、经济性和运行经验等方面都具有突出的优势。为保证铅冷快堆堆芯设计和安全分析的准确性,铅冷快堆分析工具二次开发和核热耦合研究亟待开展。本文旨在基于现有液态金属实验研究,整合子通道模拟中的关键模型,二次开发适用于铅冷快堆的子通道程序。目前,核热耦合大多采用传统算符分离半隐式方法,但这种方法使用滞后参数,并不能实现各物理场同步收敛;定点隐式方法虽能保证参数同步收敛,但存在收敛慢甚至不收敛的情况;近似块牛顿法计算效率高但堆芯瞬态计算效果未知。本文针对子通道程序和中子物理程序,开发了基于以上方法的核热耦合程序,比较了三种方法的准确性和计算效率。基于开发的耦合方法,提出了一种铅冷快堆设计,并对其进行了稳态和瞬态分析。论文的研究路线可概括为:a)液态金属相关模型引入子通道程序,并通过实验数据进行验证;b)开发基于算符分离半隐式、定点隐式和近似块牛顿耦合方法的核热耦合程序;c)基于广泛使用的NEACRP弹棒事故基准题进行准确性验证;d)各耦合方法在铅冷快堆中的适用性评价;e)应用于铅冷快堆设计和物理热工耦合性能分析。论文的主要内容包括:（1）铅冷快堆分析程序开发及评估:首先,整合液态铅基冷却剂的物性、压降模型、换热关系式和湍流交混模型,将其引入轻水堆子通道程序COBRA-IV,二次开发为适用于铅冷快堆的子通道程序COBRA-LM。其次,基于德国液态铅铋实验KIT-KALLA和铅冷快堆SUPERSTAR对子通道程序进行验证,结果表明COBRA-LM在铅冷快堆中准确性和适用性良好。最后,利用TAKEDA快堆基准题评估中子扩散程序在快堆中的适用性。（2）核热耦合程序开发:以子通道程序COBRA-LM和中子物理程序SKETCH-N为基础,利用并行虚拟机PVM函数库,开发了基于算符分离半隐式、定点隐式和近似块牛顿法三种方法的核热耦合程序。利用NEACRP弹棒基准题验证了三种方法的正确性,利用简易设计的铅冷快堆堆芯评估了耦合程序适用性。结果表明:快速变化瞬态适合使用算符分离半隐式法耦合程序,缓慢变化瞬态使用近似块牛顿法配合大步长具有准确性高、计算效率快的效果。（3）铅冷快堆设计:通过对组件内燃料棒数目、燃料棒直径、栅径比和最外层燃料棒到组件内壁距离进行敏感性分析,选出满足设计准则的最小等效直径参数组合开展不同二氧化钚占比分析,提出三层燃料分区布置,并做燃耗、控制系统、反应性系数、稳态和瞬态物理热工耦合性能评价,结果表明该堆芯能够达到各项设计目标,具有固有安全性。本文完成了铅冷快堆子通道分析工具的二次开发和核热耦合方法研究,并将其用于铅冷快堆设计的提出、物理-热工耦合特性研究和瞬态分析,为铅冷快堆设计和研究提供了分析工具和方法,具有理论和实用意义。
宋彤[10]（2020）在《嬗变次锕系核素的弥散型核燃料的设计与制备研究》文中研究说明人类文明社会的发展离不开对能源的需求。核能是一种高效绿色的能源,应当作为能源发展的重点之一。不过,核能的发展也面临一些挑战。其中,反应堆产生的乏燃料特别是次锕系核素的处理问题尤为重要。加速器驱动的次临界反应堆系统是一种高效的次锕系核素的嬗变系统。弥散型核燃料是该系统的一种比较理想的核燃料形式,其结构是将含有次锕系核素的核燃料微球弥散分布在金属或者陶瓷基质之中。这种燃料结构既能通过金属或陶瓷基质材料的高热导率提高芯块的导热性能,也能限制辐射损伤的范围。另外,核能也面临着安全性问题的挑战,事故容错燃料是日本福岛事故后被广泛提起并被各国重点研究的新型燃料概念,其目的是不仅可以保持或提高正常运行下的燃料性能,而且能够在较长的时间内抵御严重的事故工况。作为事故容错燃料的一种重要形式,弥散型核燃料中的金属基质材料可能在事故工况下和水蒸气反应,从而会降低燃料芯块的安全性。基于核能的可持续发展及加速器驱动的次临界反应堆系统和事故容错核燃料的重要意义,本文对弥散型核燃料芯块的设计与制备进行了较为系统的研究,主要的工作内容和成果包括以下几个方面:构建了毛细管基微流控装置,结合溶胶凝胶工艺使得核燃料微球的制备过程无尘化。分析了液滴形成机理,探讨了对微球粒径的影响因素。通过微流控技术成功制备了粒径可控且单分散性良好、球形度好的核燃料微球。另外,通过构建毛细管基流体聚焦型微流控装置实现了小粒径微球的制备。基于热处理技术实现了多孔核燃料微球的优化制备。通过调节升温方式基本避免了微球的破碎。采用诸多分析手段研究热处理参数对微球物理机械性能的影响。实现了在既保证燃料微球机械强度的同时也改善了微球的吸附能力。对多孔核燃料微球的渗透效果进行了表征。设计并研究了两种物理的方法对核燃料微球进行表面修饰以改善微球和基质的界面相容性。一个是基于扩散控制的方法,实现了微球表面形成MgO均匀的Ce/Mg氧化物层。另一个是基于静电吸引的方法,实现了微球表面形成较厚的MgO覆盖。并实验探讨了两种修饰方法对芯块的界面改善情况及差异。对MgO基弥散型核燃料芯块的模压成形过程中出现的问题进行了有限元分析,探究了压制中物料的位移和应力情况,分析了压制过程中芯块坯体产生缺陷的原因。根据分析结果调节压制压力来改善芯块坯体成型质量。引入开瓣模具获得了完整性良好的MgO基弥散型核燃料芯块。利用混合过程中不同材料间的颗粒分离现象,有核壳结构的弥散型核燃料芯块通过原位制造的方式被首次设计和制备。这种核壳结构能够阻止金属基质和水蒸气的反应,提高芯块安全性,同时也为芯块和包壳的一体化制备提供了可能性。有关混合参数对壳层厚度的影响进行了实验和理论分析,而且,建立了一个对壳层厚度控制有指导意义的经验公式。
二、一种微小型液态金属反应堆的反应性控制方案（论文开题报告）
（1）论文研究背景及目的
此处内容要求：
首先简单简介论文所研究问题的基本概念和背景，再而简单明了地指出论文所要研究解决的具体问题，并提出你的论文准备的观点或解决方法。
写法范例：
本文主要提出一款精简64位RISC处理器存储管理单元结构并详细分析其设计过程。在该MMU结构中,TLB采用叁个分离的TLB,TLB采用基于内容查找的相联存储器并行查找,支持粗粒度为64KB和细粒度为4KB两种页面大小,采用多级分层页表结构映射地址空间,并详细论述了四级页表转换过程,TLB结构组织等。该MMU结构将作为该处理器存储系统实现的一个重要组成部分。
（2）本文研究方法
调查法：该方法是有目的、有系统的搜集有关研究对象的具体信息。
观察法：用自己的感官和辅助工具直接观察研究对象从而得到有关信息。
实验法：通过主支变革、控制研究对象来发现与确认事物间的因果关系。
文献研究法：通过调查文献来获得资料，从而全面的、正确的了解掌握研究方法。
实证研究法：依据现有的科学理论和实践的需要提出设计。
定性分析法：对研究对象进行“质”的方面的研究，这个方法需要计算的数据较少。
定量分析法：通过具体的数字，使人们对研究对象的认识进一步精确化。
跨学科研究法：运用多学科的理论、方法和成果从整体上对某一课题进行研究。
功能分析法：这是社会科学用来分析社会现象的一种方法，从某一功能出发研究多个方面的影响。
模拟法：通过创设一个与原型相似的模型来间接研究原型某种特性的一种形容方法。
三、一种微小型液态金属反应堆的反应性控制方案（论文提纲范文）
（1）离子辐照对TiAlN涂层耐LBE腐蚀性能的影响研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 研究现状 |
| 1.2.1 TiAlN涂层概述 |
| 1.2.2 TiAlN涂层的LBE/Pb腐蚀研究现状 |
| 1.2.3 TiAlN涂层的离子辐照研究现状 |
| 1.3 本论文内容及研究意义 |
| 1.3.1 研究意义 |
| 1.3.2 本论文内容 |
| 1.3.3 研究技术路线 |
| 第2章 涂层的制备方法及辐照腐蚀实验 |
| 2.1 实验样品 |
| 2.1.1 TiAlN涂层的制备方法 |
| 2.1.2 TiAlN涂层原始样品信息 |
| 2.2 辐照腐蚀实验装置 |
| 2.2.1 辐照实验装置 |
| 2.2.2 腐蚀实验装置 |
| 2.3 实验过程及实验参数 |
| 2.3.1 TiAlN涂层的N~(5+)离子辐照实验 |
| 2.3.2 TiAlN涂层的LBE腐蚀实验 |
| 2.4 样品的分析 |
| 2.4.1 样品分析方法 |
| 2.4.2 测试样品的制备 |
| 第3章 TiAlN涂层的辐照腐蚀结果测试 |
| 3.1 TiAlN涂层的N~(5+)离子辐照实验结果 |
| 3.1.1 表面形貌 |
| 3.1.2 物相结构 |
| 3.2 TiAlN涂层的LBE腐蚀实验结果 |
| 3.2.1 腐蚀形貌 |
| 3.2.2 表面元素价态 |
| 3.2.3 物相结构 |
| 3.3 N~(5+)离子辐照对TiAlN涂层的耐LBE腐蚀实验结果 |
| 3.3.1 截面相貌 |
| 3.3.2 表面元素价态 |
| 3.3.3 微观结构 |
| 3.4 辐照腐蚀对TiAlN涂层结合力影响的测试结果 |
| 3.4.1 离子辐照对结合力的影响 |
| 3.4.2 离子辐照后腐蚀对结合力的影响 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 TiAlN涂层辐照腐蚀结果的分析与讨论 |
| 4.1 TiAlN涂层的粒子辐照效应 |
| 4.1.1 N的选择性溅射和积C |
| 4.1.2 晶格结构的改变 |
| 4.2 腐蚀时间对表面氧化层形成的影响 |
| 4.2.1 氧化物的形成 |
| 4.2.2 时间对腐蚀的影响 |
| 4.3 辐照损伤水平对TiAlN涂层耐腐蚀性的影响 |
| 4.3.1 损伤水平对表面氧化层厚度的影响 |
| 4.3.2 损伤水平对微观结构的影响 |
| 4.4 长时效腐蚀对TiAlN涂层结合力的影响 |
| 4.4.1 辐照对结合力的影响 |
| 4.4.2 高温长时效对结合力的影响 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 总结与展望 |
| 5.1 结论 |
| 5.2 展望 |
| 参考文献 |
| 附录一 缩略词索引 |
| 附录二 表索引 |
| 附录三 图索引 |
| 致谢 |
| 作者简介及攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
（2）小型重水慢化熔盐堆钍铀过渡与安全特性研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 引言 |
| 1.1 可持续能源供应与核电发展 |
| 1.2 钍铀燃料循环与钍利用方案 |
| 1.2.1 钍铀燃料循环 |
| 1.2.2 钍利用方案 |
| 1.3 熔盐堆 |
| 1.3.1 熔盐堆的特点 |
| 1.3.2 熔盐堆的发展历程与现状 |
| 1.4 本文研究内容与研究目标 |
| 第2章 计算程序介绍 |
| 2.1 SCALE6.1 |
| 2.2 临界搜索和在线后处理程序 |
| 2.2.1 临界搜索计算程序(CSCC) |
| 2.2.2 在线后处理程序(MSR-RS) |
| 2.3 核热耦合程序 |
| 2.3.1 中子动力学模型 |
| 2.3.2 热工水力学模型 |
| 2.3.3 群常数加工和耦合方法 |
| 2.4 本章总结 |
| 第3章 小型重水慢化熔盐堆堆芯设计 |
| 3.1 堆芯设计目标和标准 |
| 3.2 小型重水慢化熔盐堆(S-HWMSR)系统 |
| 3.3 初始临界自动搜索与目标参数 |
| 3.4 初始中子学性能分析 |
| 3.4.1 能谱分析 |
| 3.4.2 钍铀转换性能 |
| 3.4.3 初始装载量 |
| 3.4.4 温度反应性系数 |
| 3.5 合适的堆芯栅格参数 |
| 3.6 钍铀循环性能分析 |
| 3.6.1 能谱 |
| 3.6.2 熔盐管道对初始装载量的影响 |
| 3.6.3 ~7Li对再生比和净产量的影响 |
| 3.6.4 Si C和隔热层厚度对再生比和净产量的影响 |
| 3.6.5 钍铀过渡性能 |
| 3.7 本章总结 |
| 第4章 堆外钍铀过渡方法及性能研究 |
| 4.1 现有堆外过渡方法和问题 |
| 4.2 重金属核素浓度恒定的堆外过渡方法 |
| 4.2.1 堆外过渡方案设计 |
| 4.2.2 重金属核素恒定的现有堆外过渡方案 |
| 4.2.3 重金属核素恒定的改进型堆外过渡方案 |
| 4.3 改进型堆外过渡分析 |
| 4.3.1 第一阶段的临界特性和温度反应性系数 |
| 4.3.2 第二阶段临界特性和温度反应性系数 |
| 4.3.3 转换比和净产量 |
| 4.3.4 堆内TRU的演化 |
| 4.3.5 毒性分析 |
| 4.4 本章总结 |
| 第5章 安全特性分析 |
| 5.1 堆芯参数和网格划分 |
| 5.2 稳态计算 |
| 5.2.1 隔热层厚度和重水速度 |
| 5.2.2 中子通量、功率和熔盐/重水温度分布 |
| 5.3 瞬态计算 |
| 5.3.1 入口温度驱动瞬态 |
| 5.3.2 重水速度驱动瞬态 |
| 5.3.3 熔盐流速驱动瞬态 |
| 5.4 本章总结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 创新点 |
| 6.3 展望 |
| 参考文献 |
| 附录1 在线后处理程序(MSR-RS)验证 |
| 附录2 核热耦合程序验证 |
| 作者简历及攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
| 致谢 |
（3）电子加速器驱动次临界系统的堆芯设计（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题背景及意义 |
| 1.2 加速器驱动次临界系统的兴起 |
| 1.2.1 ADS研究现状 |
| 1.2.2 eADS研究现状 |
| 1.3 论文研究内容 |
| 第2章 计算程序介绍 |
| 2.1 MCNPX程序 |
| 2.1.1 重复结构 |
| 2.1.2 几何建模 |
| 2.2 NJOY程序 |
| 2.3 本章小结 |
| 第3章 电子靶设计 |
| 3.1 电子靶产生中子反应原理 |
| 3.1.1 韧致辐射原理 |
| 3.1.2 光核反应原理 |
| 3.2 光核反应数据处理 |
| 3.3 电子靶模型设计 |
| 3.3.1 韧致辐射靶模型设计 |
| 3.3.2 光核反应靶模型设计 |
| 3.4 中子能谱分析 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 电子加速器驱动次临界系统的堆芯设计 |
| 4.1 eADS初步堆芯设计 |
| 4.2 功率峰因子和功率分布展平 |
| 4.2.1 堆芯中子通量密度分布 |
| 4.2.2 展平中子通量密度与降低功率峰因子 |
| 4.2.3 多靶布置展平中子通量密度分布 |
| 4.3 电子流强分析 |
| 4.4 eADS后续循环设计—燃烧乏燃料 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 结论与展望 |
| 5.1 结论 |
| 5.2 展望 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间发表的论文 |
| 致谢 |
（4）铅冷快堆带绕丝燃料棒束通道流动特性研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 引言 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.1.1 第四代反应堆概述 |
| 1.1.2 铅冷快堆发展现状 |
| 1.2 带绕丝燃料棒束通道流动特性研究现状 |
| 1.2.1 实验测量发展现状 |
| 1.2.2 数值仿真发展现状 |
| 1.3 选题意义 |
| 1.4 论文主要内容和结构 |
| 第2章 棒束通道流动特性研究方法 |
| 2.1 量纲分析与相似理论推导 |
| 2.2 粒子图像测速法原理 |
| 2.3 折射率匹配液研究 |
| 2.3.1 配制原则和主要考虑因素 |
| 2.3.2 典型有机玻璃RIM液方案 |
| 2.3.3 72.2vol%四氢化萘-27.8vol%无水乙醇方案 |
| 2.4 棒束和流动工质材料选择 |
| 2.4.1 FEP管内注水和去离子水 |
| 2.4.2 PMMA和对伞花烃 |
| 2.4.3 PMMA和碘化钠溶液 |
| 2.5 可视化燃料棒束加工和清洗工艺 |
| 2.5.1 定位装置设计 |
| 2.5.2 绕丝绕制方法 |
| 2.5.3 绕丝应力消除 |
| 2.5.4 棒束清洗方法 |
| 2.6 摩擦系数经验公式 |
| 2.7 雷诺平均湍流模型 |
| 2.8 本章小结 |
| 第3章 棒束通道压力分布研究 |
| 3.1 实验平台设计与搭建 |
| 3.1.1 实验段设计 |
| 3.1.2 测量与控制系统 |
| 3.1.3 管路与支撑系统 |
| 3.2 压力分布实验测量 |
| 3.2.1 摩擦压降与体积流量的关系 |
| 3.2.2 摩擦压降经验公式评估 |
| 3.3 压力分布数值仿真 |
| 3.3.1 棒束流道三维建模 |
| 3.3.2 非结构化网格划分 |
| 3.3.3 网格无关性验证 |
| 3.4 雷诺平均湍流模型评估 |
| 3.5 压力分布周期性研究 |
| 3.6 本章小结 |
| 第4章 XZ平面棒束通道速度分布研究 |
| 4.1 XZ平面速度分布云图 |
| 4.1.1 XZ平面轴向速度分布云图 |
| 4.1.2 XZ平面横向速度分布云图 |
| 4.2 XZ平面横流特性 |
| 4.2.1 XZ平面均方根横向速度分布 |
| 4.2.2 XZ平面归一化横向速度分布 |
| 4.3 本章小结 |
| 第5章 YZ平面棒束通道速度分布研究 |
| 5.1 YZ平面速度分布云图 |
| 5.1.1 YZ平面轴向速度分布云图 |
| 5.1.2 YZ平面横向速度分布云图 |
| 5.2 YZ平面横流特性 |
| 5.2.1 YZ平面均方根横向速度分布 |
| 5.2.2 YZ平面归一化横向速度分布 |
| 5.3 本章小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 论文创新点 |
| 6.3 论文难点 |
| 6.4 展望 |
| 参考文献 |
| 附录 |
| 附录 A 62.722%碘化钠-37.178%去离子水-0.1%硫代硫酸钠溶液物性 |
| 附录 B 62.932%碘化钠-36.968%去离子水-0.1%硫代硫酸钠溶液物性 |
| 附录 C 绕丝与燃料棒简化模型水力直径计算 |
| 致谢 |
| 作者简历及攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
（5）熔盐堆内Nb等贵金属裂变产物的行为研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 引言 |
| 1.1 核裂变和裂变产物 |
| 1.1.1 核裂变的发现 |
| 1.1.2 核裂变的过程 |
| 1.1.3 裂变产物 |
| 1.2 反应堆 |
| 1.2.1 反应堆的构成 |
| 1.2.2 反应堆的分类 |
| 1.2.3 反应堆的发展 |
| 1.2.4 反应堆与放射化学 |
| 1.3 熔盐反应堆 |
| 1.3.1 熔盐堆的历史 |
| 1.3.2 熔盐堆的优势 |
| 1.3.3 熔盐堆与放射化学 |
| 1.4 熔盐反应堆化学 |
| 1.4.1 锕系元素 |
| 1.4.2 腐蚀产物 |
| 1.4.3 裂变产物 |
| 1.5 贵金属裂变产物行为 |
| 1.5.1 基本性质 |
| 1.5.2 化学形态 |
| 1.5.3 分布规律 |
| 1.6 本课题的提出和研究内容 |
| 第2章 实验部分 |
| 2.1 材料与装置 |
| 2.2 靶件与辐照 |
| 2.3 实验操作说明 |
| 2.4 测量与分析 |
| 2.4.1 能量与效率刻度 |
| 2.4.2 核素种类鉴别 |
| 2.4.3 核素活度计算 |
| 第3章 裂变产物~(95)Nb在 FLi Be熔盐中的分布与行为 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 实验方法 |
| 3.3 结果与讨论 |
| 3.3.1 哈氏合金与金属Li对熔盐~(95)Nb比活度的影响 |
| 3.3.2 沉降与搅动对熔盐中~(95)Nb比活度的影响 |
| 3.3.3 哈氏合金上裂变产物~(95)Nb的沉积特征 |
| 3.4 小结 |
| 3.5 附录(FLi Be熔盐中稳定Nb和 Ru的实验说明) |
| 3.5.1 熔盐中稳定Nb化合物的溶解行为 |
| 3.5.2 熔盐中稳定Ru金属的氧化溶解行为 |
| 第4章 熔盐氧化性对哈氏合金上~(95)Nb沉积行为的影响 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 实验方法 |
| 4.3 结果与讨论 |
| 4.3.1 熔盐~(95)Nb比活度与哈氏合金~(95)Nb活度的测量 |
| 4.3.2 哈氏合金~(95)Nb沉积量与熔盐~(95)Nb比活度差值的相关性 |
| 4.3.3 ~(95)Nb与~(103)Ru相对沉积系数与熔盐~(95)Nb比活度的相关性 |
| 4.4 小结 |
| 第5章 其他贵金属裂变产物在FLi Be熔盐中的分布与行为 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 实验方法 |
| 5.3 结果与讨论 |
| 5.3.1 贵金属裂变产物在熔盐中的溶解与分布 |
| 5.3.2 石墨与哈氏合金上贵金属裂变产物的分布 |
| 5.3.3 哈氏合金上贵金属裂变产物的沉积行为 |
| 5.3.4 熔盐堆内贵金属裂变产物~(99)Mo的分离提取 |
| 5.4 小结 |
| 第6章 结论与展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读学位期间发表的学术论文 |
（6）多模块式核反应堆负荷跟踪下的协调控制方法研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 引言 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 多模块式核反应堆发展现状 |
| 1.2.2 多模块式核反应堆运行控制研究现状 |
| 1.3 研究的目的与意义 |
| 1.4 论文研究内容与结构 |
| 第2章 多模块式核反应堆的系统结构与仿真平台 |
| 2.1 多模块式核反应堆基本介绍 |
| 2.2 CLEAR-I铅基反应堆 |
| 2.2.1 CLEAR-I铅基反应堆系统特点 |
| 2.2.2 反应堆本体 |
| 2.2.3 反应堆冷却剂系统 |
| 2.3 全范围实时仿真平台CLEAR模拟机 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 多模块式核反应堆的数学模型 |
| 3.1 网络化结构模型 |
| 3.2 堆芯中子动力学模型 |
| 3.3 堆芯及上下腔室的流动换热模型 |
| 3.3.1 堆芯和各腔室的质量、能量守恒方程 |
| 3.3.2 燃料、冷却剂的物性参数及相关换热系数的确定 |
| 3.4 回路自然循环模型 |
| 3.4.1 一回路热工水力方程 |
| 3.4.2 堆芯单通道压降模型 |
| 3.4.3 一回珞管道和换热器的压降模型 |
| 3.5 换热器的多节块模型 |
| 3.5.1 节块换热方程 |
| 3.5.2 方程中的参数 |
| 3.6 换热器一次侧出口下降管段模型 |
| 3.7 空冷器模型 |
| 3.8 本章小结 |
| 第4章 面向负荷跟踪多模块运行控制策略 |
| 4.1 多模块式核反应堆的运行方式 |
| 4.1.1 多模块式核反应堆的运行特点 |
| 4.1.2 多模块式核反应堆的负荷跟踪特点 |
| 4.2 多模块式核反应堆的运行控制方案 |
| 4.2.1 多模块式核反应堆负荷跟踪控制策略 |
| 4.2.2 负荷因子分配策略 |
| 4.3 多模块式核反应堆协调控制方案的分析验证 |
| 4.3.1 反应堆停堆工况 |
| 4.3.2 反应堆变负荷工况 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 基于多变量频域的协调控制方法 |
| 5.1 多变量控制系统频域设计 |
| 5.1.1 多变量控制系统的结构分析 |
| 5.1.2 多变量控制系统的性能要求 |
| 5.2 多模块式核反应堆系统的频域辨识 |
| 5.3 基于逆奈奎斯特阵列法的多变量系统频域设计 |
| 5.3.1 多变量系统结构设计 |
| 5.3.2 系统的对角优势及其实现 |
| 5.3.3 对角优势的判别 |
| 5.3.4 反馈系统的回路增益矩降的设计 |
| 5.3.5 闭环控制系统的频域设计 |
| 5.4 仿真验证 |
| 5.4.1 反应堆降负荷工况 |
| 5.4.2 反应堆升负荷工况 |
| 5.5 本章小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.1.1 全文总结 |
| 6.1.2 论文创新点 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 在读期间发表的学术论文与取得的其它研究成果 |
（7）小型模块化熔盐堆棱柱石墨组件的辐照形变研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 熔盐堆发展及现状 |
| 1.2 研究意义 |
| 1.2.1 石墨尺寸形变的微观机理 |
| 1.2.2 石墨尺寸形变的宏观影响 |
| 1.3 国内外研究现状 |
| 1.4 组件结构对组件性能的影响 |
| 1.4.1 组件结构对石墨组件寿命的影响 |
| 1.4.2 组件间熔盐窄缝 |
| 1.5 本文研究内容 |
| 第2章 新型组件和石墨组件寿命计算方法 |
| 2.1 新型实心棱柱石墨组件介绍 |
| 2.2 计算模型与参数 |
| 2.3 中子输运计算方法 |
| 2.3.1 蒙特卡罗方法和MCNP5 简介 |
| 2.3.2 快中子通量和能量沉积分布计算 |
| 2.4 辐照下石墨材料物性的变化 |
| 2.5 热工水力计算方法 |
| 2.5.1 控制方程 |
| 2.5.2 湍流模型 |
| 2.5.3 Fluent介绍与UDF |
| 2.6 石墨组件寿命计算方法 |
| 2.7 本章小结 |
| 第3章 组件结构对石墨辐照形变的影响 |
| 3.1 不同结构组件的中子学性能 |
| 3.1.1 反应性温度系数和增殖因数k分布 |
| 3.1.2 快中子通量分布 |
| 3.2 不同结构组件的流体传热性能 |
| 3.2.1 网格无关性验证与流动压降 |
| 3.2.2 温度分布 |
| 3.3 不同结构组件的石墨辐照形变 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 熔盐窄缝对石墨辐照形变的影响 |
| 4.1 窄缝数值模型适用性 |
| 4.1.1 近壁面网格划分 |
| 4.1.2 计算模型与参数 |
| 4.1.3 数值模型验证 |
| 4.2 窄缝对传热的影响 |
| 4.3 窄缝对石墨形变的影响 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 总结与展望 |
| 5.1 总结 |
| 5.2 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 作者简历及攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
（8）高温原位谱学技术研究金属与熔盐的相互作用（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 熔盐应用简介 |
| 1.1.1 熔盐堆中应用 |
| 1.1.2 熔盐传蓄热应用 |
| 1.1.3 熔盐电解冶金 |
| 1.1.4 熔盐法合成无机材料 |
| 1.2 金属与熔盐相互作用的反应机理 |
| 1.2.1 金属与熔盐中金属离子发生置换反应 |
| 1.2.2 金属与熔盐中同名金属离子相互作用 |
| 1.2.3 金属在熔盐中的溶解形成“金属雾” |
| 1.3 本课题研究内容及意义 |
| 第2章 高温原位谱学仪器的研制 |
| 2.1 高温谱学简述 |
| 2.2 高温熔盐原位紫外可见吸收光谱仪研制 |
| 2.2.1 高温原位紫外可见吸收光谱基本原理及其发展过程 |
| 2.2.2 自制高温紫外-可见吸收光光谱仪介绍 |
| 2.2.3 仪器性能验证 |
| 2.3 高温原位魔角核磁共振波谱仪 |
| 2.3.1 高温NMR基本原理及发展史 |
| 2.3.2 高温原位核磁共振仪介绍 |
| 2.3.3 样品池的设计 |
| 2.3.4 基于激光加热技术的高温核磁共振样品池温度标定 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 金属Cr与氟盐中Cr(Ⅲ)离子的相互作用研究 |
| 3.1 背景 |
| 3.2 实验部分 |
| 3.2.1 实验材料 |
| 3.2.2 原位高温紫外可见吸收光谱测试 |
| 3.2.3 Cr片静态腐蚀试验 |
| 3.2.4 SEM测试 |
| 3.3 结果与讨论 |
| 3.3.1 Cr(Ⅲ)和 Cr(Ⅱ)在熔融FLiNaK和 FLiBe中的存在形态 |
| 3.3.2 Cr在熔融FLiBe中与CrF_3的反应机理 |
| 3.3.3 Cr在熔融FLiNaK中与CrF_3的反应 |
| 3.3.4 CrF_2在熔融FLiNaK/FLiBe盐中稳定性差异的原因 |
| 3.3.5 腐蚀现象对反应机理的验证 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 金属Be在熔融氟盐中的溶解行为研究 |
| 4.1 背景 |
| 4.2 实验方法 |
| 4.2.1 实验材料 |
| 4.2.2 Be溶解实验 |
| 4.2.3 ICP-OES实验 |
| 4.2.4 NMR测试 |
| 4.2.5 热力学计算 |
| 4.2.6 晶体结构和NMR谱计算 |
| 4.3 结果与讨论 |
| 4.3.1 Be在熔融FLiNaK和 FLiBe中的溶解性 |
| 4.3.2 Be在不同熔盐中反应性差异 |
| 4.3.3 FLiNaK和 FLiBe结构分析 |
| 4.3.4 FLiNaK-Be和 FLiBe-Be结构分析 |
| 4.3.5 反应热力学分析 |
| 4.3.6 溶解机理 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 IB族金属Cu、Ag、Au在熔盐中的溶解 |
| 5.1 背景 |
| 5.2 实验方法 |
| 5.2.1 实验材料 |
| 5.2.2 溶解实验 |
| 5.2.3 ICP-OES实验 |
| 5.2.4 紫外可见吸收光谱实验 |
| 5.2.5 XAS实验 |
| 5.2.6 SAXS实验 |
| 5.2.7 TEM实验 |
| 5.3 结果与讨论 |
| 5.3.1 Cu、Ag、Au溶解速率和溶解度 |
| 5.3.2 溶解金属后熔盐的光吸收特性 |
| 5.3.3 萃取液成分 |
| 5.3.4 熔盐中Cu的存在形式 |
| 5.3.5 溶解机理 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 作者简历及攻读学位期间发表的学术论文及研究成果 |
（9）小型铅冷快堆堆芯核热耦合研究及应用（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 主要符号说明 |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 选题背景及意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 铅冷快堆发展现状 |
| 1.2.2 热工水力程序 |
| 1.2.3 核热耦合程序 |
| 1.2.4 研究现状总结 |
| 1.3 本文主要工作 |
| 第二章 铅冷快堆分析程序开发及评估 |
| 2.1 铅冷快堆子通道程序二次开发与验证 |
| 2.1.1 子通道程序简要介绍 |
| 2.1.2 铅/铅铋流体相关模型 |
| 2.1.3 子通道模型验证 |
| 2.1.4 子通道程序适用性验证 |
| 2.2 物理程序介绍及评估 |
| 2.2.1 SKETCH-N介绍 |
| 2.2.2 SKETCH-N的快堆适用性验证 |
| 2.3 本章小结 |
| 第三章 核热耦合方法研究 |
| 3.1 耦合方法开发 |
| 3.1.1 OSSI方法 |
| 3.1.2 FPI方法 |
| 3.1.3 ABN方法 |
| 3.1.4 耦合参数传递 |
| 3.2 耦合方法验证 |
| 3.2.1 基准题介绍 |
| 3.2.2 关键耦合参数比较 |
| 3.2.3 ABN方法中关键参数讨论 |
| 3.3 铅冷快堆适用性评价 |
| 3.3.1 堆芯介绍 |
| 3.3.2 计算前准备 |
| 3.3.3 结果对比 |
| 3.4 本章小结 |
| 第四章 铅冷快堆堆芯设计及物理热工耦合性能分析 |
| 4.1 堆芯设计方案 |
| 4.1.1 设计目标及准则 |
| 4.1.2 关键参数选择 |
| 4.1.3 堆芯布置 |
| 4.2 堆芯稳态物理和热工分析 |
| 4.2.1 堆芯燃耗计算 |
| 4.2.2 稳态结果 |
| 4.2.3 控制系统评价 |
| 4.2.4 反应性系数 |
| 4.3 瞬态分析 |
| 4.3.1 无保护超功率事故 |
| 4.3.2 有保护超功率事故 |
| 4.3.3 无保护失流事故 |
| 4.3.4 有保护失流事故 |
| 4.4 本章小结 |
| 第五章 结论及展望 |
| 5.1 本文主要内容及结论 |
| 5.2 论文创新点 |
| 5.3 未来工作展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读学位期间的学术成果 |
（10）嬗变次锕系核素的弥散型核燃料的设计与制备研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 引言 |
| 1.2 核燃料循环技术发展 |
| 1.2.1 乏燃料的来源和组成 |
| 1.2.2 核燃料循环的方式分类 |
| 1.2.3 ADS系统 |
| 1.2.3.1 ADS系统原理及特点 |
| 1.2.3.2 ADS系统核燃料的制备技术 |
| 1.3 基于事故容错燃料技术的反应堆安全性改进 |
| 1.3.1 事故容错燃料概念来源 |
| 1.3.2 事故容错燃料发展路线 |
| 1.4 本课题的研究意义、目的和内容 |
| 第2章 核燃料微球粒径及形貌的可控制备研究 |
| 2.1 引言 |
| 2.1.1 核燃料微球制备工艺 |
| 2.1.2 微流体控制技术 |
| 2.2 大粒径单分散性核燃料微球的制备 |
| 2.2.1 实验材料、装置和方法 |
| 2.2.2 液滴形成原理 |
| 2.2.3 溶胶凝胶反应机理 |
| 2.2.4 对微球的粒径和球形度的控制 |
| 2.3 小粒径单分散性核燃料微球的制备 |
| 2.3.1 毛细管基流体聚焦型微流体装置设计及微小液滴形成原理 |
| 2.3.2 实验结果 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 基于热处理技术的多孔核燃料微球制备及吸附效果表征 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 实验材料及方法 |
| 3.3 升温模式对燃料微球完整性的影响 |
| 3.3.1 TGA-DTA曲线分析 |
| 3.3.2 对燃料微球破裂情况的分析 |
| 3.4 热处理参数对燃料微球物理机械性能影响 |
| 3.4.1 晶体结构的分析 |
| 3.4.2 比表面积和孔结构分析 |
| 3.4.3 微球机械强度分析 |
| 3.5 多孔核燃料微球吸附次锕系核素性能表征 |
| 3.5.1 微球吸附量探究 |
| 3.5.2 微球元素分布的分析 |
| 3.6 本章小结 |
| 第4章 核燃料微球的表面修饰研究 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 基于扩散控制的MgO修饰燃料微球表面 |
| 4.2.1 技术路线原理 |
| 4.2.2 实验材料及方法 |
| 4.2.3 实验结果 |
| 4.3 基于静电吸引的MgO修饰燃料微球表面 |
| 4.3.1 技术路线原理 |
| 4.3.2 实验材料及方法 |
| 4.3.3 实验结果 |
| 4.4 界面分析 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 MgO基弥散型核燃料芯块制备研究 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 核燃料芯块粗胚模压成形过程数值模拟分析 |
| 5.2.1 模型建立 |
| 5.2.2 结果分析 |
| 5.3 模压成形行为实验研究 |
| 5.3.1 实验材料和设备 |
| 5.3.2 核燃料芯块的制备 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 核壳结构核燃料芯块原位制备技术探索 |
| 6.1 引言 |
| 6.2 技术路线设计原理 |
| 6.3 实验材料、设备及方法 |
| 6.3.1 Turbula三维混合器 |
| 6.3.2 设定具体实验方案 |
| 6.4 壳层尺寸的控制 |
| 6.4.1 混合速度对壳层尺寸的影响 |
| 6.4.2 核燃料微球体积分数对壳层尺寸的影响 |
| 6.4.3 粒径差对壳层尺寸的影响 |
| 6.4.4 经验公式的建立 |
| 6.5 核壳结构弥散型燃料芯块粗坯制备 |
| 6.6 本章小结 |
| 总结与展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 在读期间发表的学术论文与取得的研究成果 |
四、一种微小型液态金属反应堆的反应性控制方案（论文参考文献）
- [1]离子辐照对TiAlN涂层耐LBE腐蚀性能的影响研究[D]. 马良义. 中国科学院大学(中国科学院近代物理研究所), 2021(01)
- [2]小型重水慢化熔盐堆钍铀过渡与安全特性研究[D]. 张亚朋. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2021(01)
- [3]电子加速器驱动次临界系统的堆芯设计[D]. 张新营. 华北电力大学(北京), 2021(01)
- [4]铅冷快堆带绕丝燃料棒束通道流动特性研究[D]. 范大军. 中国科学院大学(中国科学院近代物理研究所), 2021(01)
- [5]熔盐堆内Nb等贵金属裂变产物的行为研究[D]. 程治强. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2021(01)
- [6]多模块式核反应堆负荷跟踪下的协调控制方法研究[D]. 杨晓. 中国科学技术大学, 2021(09)
- [7]小型模块化熔盐堆棱柱石墨组件的辐照形变研究[D]. 王勇. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2021(02)
- [8]高温原位谱学技术研究金属与熔盐的相互作用[D]. 刘一阳. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2021(01)
- [9]小型铅冷快堆堆芯核热耦合研究及应用[D]. 杨冬梅. 上海交通大学, 2020(01)
- [10]嬗变次锕系核素的弥散型核燃料的设计与制备研究[D]. 宋彤. 中国科学技术大学, 2020(01)