次临界能源包层瞬态特性的物理-热工耦合研究

A fusion-fission hybrid energy reactor is realized by a fusion driven subcritical blanket which is fueled by nartural uranium. The high energy fusion neutrons fly into the blanket to multiply energy by several times through fission. Compare to nowaday nuclear power systems, the hybrid reactor has remarkable benefits for the sustainable development of nuclear energy. The energy blanket is in a deep subcritical state, and the neutron transport process is strongly anisotropic, the thermal-hydraulic parameters affect the neutronic performaces efficiently. So in the transient scenarios, the neutronic and thermal-hydraulic performances of the blanket are coupled closely in both space and time scale. Meanwhile, the responses to high energy external source neutrons , prompt fission neutrons and delayed fission neutrons are totally separated on time scale, and the coupling mechanisms with thermal parameters are definitely different, consequently the transient behavior of subcritical blanket is distinguished from common reactors obviously. This project will focus on the numerical simulation of fusion driven subcritical energy blanket, through establishing its space-time neutronic dynamic model and its thermal-hydraulic transient analysis model, as well as conducting the multigroup cross-section mergence and interpolation techniques research, coupled neutronic and thermal-hydraulic analysis of the transient behavior of subcritical energy blanket will be accomplished finally. The distribution and variation of neutron flux, power density, temperature and coolant density in the blanket along with time will be obtained, and this will lay a foundation of neutronic and thermal-hydraulic safty analysis of the subcritical energy blanket.

聚变-裂变混合能源堆是以聚变产生高能中子驱动以天然铀为裂变燃料的次临界能源包层，实现大能量输出，相对于现有核能系统更有利于核能的可持续发展。能源包层为深度次临界，且中子输运具有强烈的各向异性，热工参数对中子学特性影响较大，在运行瞬态工况下，包层的物理与热工特性不仅在空间上紧密耦合，在时间尺度上也相互影响。高能聚变源中子、瞬发裂变中子和缓发裂变中子所引起的效应在时间上基本分开，与热工参数的耦合特性也截然不同，因而其瞬态特性与一般反应堆有显著区别。本项目将针对聚变驱动次临界能源包层的数值模拟，通过建立其时空中子动力学模型及热工水力瞬态分析模型，并开展多群中子截面库归并少群截面及截面插值技术研究，完成次临界能源包层的瞬态特性物理-热工耦合分析，获得包层中子注量率、功率密度、温度和冷却剂密度等参数的分布随时间变化的特性，为次临界包层的物理、热工安全特性分析奠定基础。

Z箍缩驱动聚变-裂变混合能源堆（Z-FFR）是一种新型核能系统概念，其次临界包层中的U-238持续转化并裂变实现对聚变能的增益，且只产生少量长寿命高放废物，有利于解决铀资源利用率低和高放废物处置难两大问题。裂变所产生的大量中子使得包层内的氚增殖比较高，有利于实现聚变燃料（氚）的自持。裂变燃料也有希望通过简便干法后处理流程，去除裂变气体后循环使用。.本项目针对Z-FFR的次临界包层，通过研制适应复杂几何构型的确定论中子输运程序和多群截面归并方法，并进一步搭建中子学-热工水力耦合计算系统，准确模拟在Z箍缩驱动聚变的脉冲中子源条件下次临界包层的动态行为和安全特性，以及这种瞬态工况下中子注量率、燃料温度和冷却剂密度等参数的耦合特性。.梳理归纳了基于连续有限元方法求解多群SN中子输运方程的理论和数值算法，并自主研制了稳态中子输运程序ENTER，掌握了基于蒙卡方法归并多群输运截面的技术。该计算系统以CAD软件输出的网格文件作为几何输入，采用先进的GMRES(m)非对称矩阵求解器，输出商业后处理软件直接支持格式的数据。经验证，该系统适用于复杂几何构型裂变系统的精细建模、准确模拟和图形化数据分析。进一步研究掌握了分别基于蒙卡和确定论两种不同技术途径的耦合技术，并研制了两套耦合计算系统MF-COUP和EDICT，前者具有较高的计算精度，而后者的计算效率优势明显，且精度可接受。.将以上计算系统应用于Z-FFR的次临界包层分析，获得了次临界包层的中子学和热工水力参数的动态响应特性，提出了该系统特有的热工水力问题。发现了次临界包层核过程与传热冷却过程在时间尺度上的可分离性，并且燃料的多普勒温度效应会对能量放大倍数、氚增殖比等形成负反馈，有利于安全，而对易裂变核素增殖比形成正反馈。.本研究获得的方法和程序是与反应堆数值模拟技术的发展趋势一致的，不仅为深入开展Z-FFR设计研究提供了有力支撑，而且在解决其它复杂结构堆芯的多物理耦合问题方面也具有良好的前景。