反应堆级钚驱动下钍基高温堆S&B型燃料组件特性分析

为了确定反应堆级钚作为钍基高温堆S&B型组件驱动燃料的基本特性,本文以模块式高温气冷堆S&B型燃料组件为研究模型,利用DRAGON程序和JEFF-3.1.1 SHEM-295群截面库进行计算。采用修正四因子公式对钍含量以及钍钚空间分离效应对初始无限增殖系数影响进行分析。同时,进一步比较了不同空间分离尺度下熔盐与氦气作为冷却剂时初始无限增殖系数的差异。结果表明:随着钍含量的增加,有效增殖系数在S&B 6+3这一空间分离尺度先下降后上升,在其他空间分离尺度均下降,其变化主要由快中子裂变系数的大小随钍含量的变化决定。在钍含量一定时,随着钍钚空间分离尺度增大,初始无限增殖系数增加。熔盐作为冷却剂的初始无限增殖系数在钍含量小于50%情况下较氦气冷却时小,在钍含量大于50%情况下较氦气冷却时大,且不随空间分离尺度发生变化。

不同级钚材料的衰变放热功率计算分析

钚材料中放射性核素会不断衰变并释放能量,改变钚材料及周围部件的温度。为研究不同级钚材料在其整装存储及运输过程中衰变放热功率随时间的变化规律,依据不同级钚材料的放射性核素组分,在分析核素级联衰变规律的基础上,并在物理模型中考虑衰变时的能量分支比,计算得到了武器级钚、反应堆级和混合级钚材料中各核素的衰变放热功率和总热功率随时间的演变规律。计算结果表明,1 kg不同级的钚材料,其衰变放热功率最大的是混合级钚,放热最少的是武器级钚;武器级钚材料衰变放热功率主要来自于^(239)Pu,而反应堆级与混合级钚材料的衰变放热功率主要来自于^(241)Pu和^(238)Pu。三种不同级钚材料中,^(242)Pu的衰变放热功率均很小。考虑能量分支比后,可更准确地计算给出钚材料的衰变热功率。

Pu的利用和处置

从核弹头拆卸出的武器级Ｐｕ以及核电动力堆产生的反应堆级Ｐｕ的贮存、利用和处置是全世界关注的问题。已提出的处理方案可归纳为两类：一类是将Ｐｕ作为能源利用；另一类是将其作为废物永久性处置。从能源利用、环境影响、经济效益、技术成熟程度和防止核扩散等方面对处理方案进行了综合比较，初步认为，全堆芯混合氧化物燃料的先进轻水堆是利用Ｐｕ的最佳方案，而与高放废物一起玻璃固化后永久性贮存是处置Ｐｕ的最有希望的措施。

在线加钚模式下的熔盐堆钍铀燃料可持续性研究

基于FLiBe载体盐,Th/233U启堆,仅通过在线添加反应堆级钚,以实现熔盐堆233U的自持和焚烧反应堆级钚的能力。采用单栅元模型,分析其在不同熔盐体积比、不同中子损失率下233U的自持和钚的利用性能。研究发现:在熔盐体积占比为10%~85%的较大范围内都可以实现233U自持,其中约43%熔盐体积比下233U增殖效果最佳。与此同时,43%熔盐占比下对钚的依赖最大,在熔盐体积比较小和较大时对钚的依赖较小;在熔盐体积比较小时更有利于钚的利用,其中在熔盐体积比为10%~15%时钚的焚烧率最大,约为75%。此外,中子损失率与钚的依赖近似呈正比关系,对233U自持性能影响较小。

钍基柱状高温气冷堆不同启动燃料特性初步分析

钍是一种可转换材料,将其转换成233 U能极大提高现有核燃料资源的储量。为实现对钍的合理利用,以模块式柱状高温气冷堆GT-MHR的燃料组件作为研究对象,选取低浓缩铀、武器级钚、核反应堆级钚等作为其启动燃料。利用栅格输运计算程序DRAGON对这3种启动燃料下的钍基柱状燃料组件的寿期初中子能谱、无限增殖系数、燃耗、转换比以及233 U和232 Th的含量等参数进行了分析。结果表明,在易裂变物质初装量约为9%时,与低浓缩铀和武器级钚相比,核反应堆级钚作为启动燃料时组件寿期初中子能谱较硬、转换比较高;其燃耗达90GW.d/tHM;其无限增殖系数在寿期内的波动最小;燃耗为75GW.d/tHM时组件中233 U存余量与232 Th消耗量之比达0.566。

RGPu与WGPu驱动条件下钍基S&B型燃料组件特性分析

武器级钚(WGPu)与反应堆级钚(RGPu)可以分别从废旧拆除的核武器中以及轻水堆乏燃料中获得,二者均可以作为钍基燃料的驱动燃料。为对上述2种驱动燃料特性进行研究,利用DRAGONV4程序以及JEFF3.11-295群截面库进行反应堆物理计算。采用修正4因子公式对WGPu与RGPu驱动条件下的S&B 6+3型组件初始无限增殖系数进行分析。同时,为确定WGPu与RGPu增殖性能最优的空间分离尺度和钍含量,进一步对比了不同空间分离尺度的S&B型组件和MOX组件寿期末的233U质量。结果表明,钍含量相同时,WGPu具有较高的热中子裂变系数,导致其初始无限增殖系数和燃耗深度均大于RGPu,并且不随钍含量的大小而改变。RGPu作为驱动燃料的S&B5+4-70%Th组件具有最优增殖性能。WGPu作为驱动燃料时,MOX型组件233U质量大于S&B型组件,并在70%钍含量时达到最大值。