轻水堆乏燃料和钍燃料在ACR-700利用的探索

轻水堆乏燃料和钍燃料的利用是解决乏燃料后处理问题和核燃料短缺的有效途径之一。本工作以ACR-700标准燃料为参考,研究了4种不同混合比例的轻水堆乏燃料及钍燃料在ACR-700中的k∞和燃耗。研究结果表明,将裂变产物分离后,轻水堆乏燃料的重锕系核素在ACR-700中可作为一很好的燃料;只要加入足够的启动燃料,钍燃料也可作为很好的转换燃料,使反应堆内生成233 U的速率大于易裂变燃料的消耗速率,233 U的生成对反应堆运行后期维持临界起重要作用。

ACR-700核电厂小破口失水事故分析

针对加拿大AECL最新推出的ACR-700先进重水堆核电厂设计,建立CATHENA MOD3.5d重水堆热工水力系统分析程序的分析模型,并用该程序进行小破口失水事故下热传输系统和反应堆热工水力瞬态特性分析。主要分析重水堆核电厂对应反应堆入口集管、热传输泵吸入段及反应堆出口集管3种不同破口位置的典型的最不利事故工况,确定了导致最不利事故后果的破口面积,并给出主要的计算分析结果。