加速器驱动次临界系统用嬗变核燃料研究进展分析

加速器驱动次临界系统(Accelerator driven subcritical system,ADS)是乏燃料安全处理处置关键瓶颈问题的优秀解决方案,而开发适用于该系统的嬗变核燃料正是ADS研发的关键任务之一。然而由于嬗变对象次锕系元素的固有特殊性质、嬗变燃料体系相关机理尚不十分明确、制备技术难度大、嬗变核燃料相关试验数据和运行经验的欠缺等原因,ADS用嬗变核燃料的研发十分复杂且极具挑战。本文系统综述了作为ADS重要候选嬗变燃料的氧化物弥散型燃料CERCER/CERMET、氮化物燃料和金属燃料的研究进展,包括制备工艺、辐照实验和辐照后检验结果、物性参数、主要优缺点等内容,以期为我国ADS用嬗变核燃料的研发提供一定思路和参考。

加速器驱动次临界系统嬗变少锕系核素

长寿命放射性废物的处置是影响核能发展的重要因素。在分析国外在这一领域的发展趋势的基础上，建议采用多用途加速器驱动铅冷快中子次临界系统嬗变少锕系核素（ＭＡ）的方案，并对ＭＡ嬗变链作了初步分析。这种系统在嬗变ＭＡ的同时，还能有效地生产电力和增殖核燃料，并且具有较好的安全特性。

嬗变核废料的加速器驱动次临界系统关键技术研究

人们在享受核电带来的巨大好处时，也不得不面对核电产生的核废料，尤其是长寿命核废料，包括次量锕系核素（MA）和长寿命裂变产物（LLFP）的最终处理处置难题。分离和嬗变可以在充分利用资源的同时，大大降低核废料的毒性和体积，采用分离和嬗变的技术路线，结合必要的少量高放废物的深埋处置是处理、处置MA和LLFP的合理选择。

聚变驱动的次临界系统嬗变MA的研究

一种嬗变次锕系核素(MA)的聚变驱动次临界包层的概念设计被提出。利用MCNP+ORIGEN2对次临界嬗变包层的能量放大倍数(M)、氚增殖比(TBR)、第一壁负载等中子学参数进行了分析。在保证这些参数满足设计要求的前提下,分析了两种不同的装载方案对MA嬗变能力的影响,最终MA的嬗变率能达24.3%,嬗变支持比为28。研究表明,该聚变驱动次临界嬗变包层能有效嬗变MA。

加速器驱动次临界系统高能核数据库的制作及应用

加速器驱动次临界系统(ADS)是带高能外源驱动的系统,其质子能量高达GeV,同时散裂反应产生的散裂中子能量分布跨度大。由于目前高能核数据库的缺乏,在ADS核设计方面堆芯部分是基于20 MeV以下中子核数据库进行分析研究的。本文主要基于日本的JENDL-HE-2007高能中子评价数据库,使用NJOY程序加工部分关键核素的ACE格式数据库NECL-HE/MC,并使用MCNPX程序在数据库方面采用的高能散裂物理模型和NECL-HE/MC核数据库进行计算验证。验证结果表明,本文制作的NECL-HE/MC核数据库在ADS核设计中基本可靠。另一方面,应用NECL-HE/MC分析研究了不同能量段的散裂中子源对ADS的外中子源效率的影响,数值结果显示2.5%的高于20 MeV的散裂中子源对ADS的总外中子源效率的贡献接近20%。

加速器驱动的次临界系统快堆次锕系核素非均匀布置堆芯的中子学研究

运用MCNP与ORIGEN2耦合计算程序COUPLE,对加速器驱动的次临界系统(ADS)钠冷金属燃料快堆堆芯进行稳态与燃耗计算,比较分析次锕系核素(MA)非均匀布置堆芯与均匀布置堆芯在MA嬗变效果与反应性参数方面的差异。计算结果表明：对比均匀布置,非均匀布置具有更高的MA嬗变率与嬗变支持比；在反应性参数方面,导致多普勒效应与有效缓发中子份额降低,钠空泡效应增大；在堆芯功率分布与加速器束流功率方面没有明显变化。

高放废物的嬗变处置与不产生长寿命高放废物的先进核能系统

高放废物的嬗变处置与不产生长寿命高放废物的先进核能系统李寿（中国原子能科学研究院）５各种装置的嬗变能力利用裂变堆、聚变堆、散裂源次临界装置嬗变长寿命核废物已有许多评价研究、中子学计算和实验、以及各种焚烧炉的概念设计。虽都还处于研究阶段，但对各种装置...

加速器驱动次临界系统核数据库ANDL-ADS的研发和初步测试

在加速器驱动次临界系统(Accelerator Driven Sub-critical Systems,ADS)中,散裂源中子能量可以到达上百Me V甚至Ge V,能谱分布非常复杂,已有的工作核数据库的截面数据无法满足其设计要求。传统工作核数据库的制作方法人工操作干预过多、耗时、繁琐且易出错,为此,开发出自动生成数据库程序。该程序在设计的能群结构、权重函数等参数基础上,通过程序自动生成适用于ADS系统的点状ACE格式和471群MATXS格式核数据库ANDL-ADS(Auto-generated Nuclear Date Library for ADS),支持高能中子(能量上限为150 Me V/200 Me V)的截面制作,并可根据需求进行多温截面的制作。通过不同材料的临界球、积分泄露率、高能屏蔽等基准例题的测试,初步验证了ANDL-ADS数据库的可靠性。

快中子核次临界的多群蒙特卡罗计算

给出了用多群蒙特卡罗方法计算核裂变系统有效增殖因子、中子通量能谱和中子泄漏谱等的方法 ,对球形快中子核裂变系统进行了多群蒙特卡罗次临界计算 .计算所得的不同次临界深度的Keff、中子寿命、活性区中子通量以及中子泄漏彼此相容 .从次临界过渡到临界的有效增殖因子Keff计算值与实验结果符合 .以连续光滑曲线的形式给出了中子通量能谱和泄漏谱 ,谱图清晰地显示了符合中子输运规律的精细情况 .

聚变驱动次临界堆双冷嬗变包层多群中子截面数据库共振自屏效应计算与分析

依据聚变驱动次临界反应堆 (FDS I)系统设计方案 ,使用Njoy和Transx程序 ,制作了 2 5群、1 75群、62 0群忽略和考虑共振自屏效应的中子截面核数据库 ,用Anisn程序计算了系统的有效增殖系数和各种反应率。结果表明 ,共振自屏效应对FDS I系统的各种反应率有很大的影响。

加速器驱动的次临界系统初步概念设计

基于初始Pu装载对加速器驱动的次临界系统(ADS)嬗变次锕系核素(MA)的影响,提出了6种采用(TRU-10Zr)-Zr*弥散体燃料的ADS概念设计方案。运用MCNP与ORIGEN2程序对ADS嬗变MA堆芯进行稳态与燃耗计算,比较分析MA的嬗变效果、有效增殖因数keff、质子束流流强Ip与初始Pu含量的关系。计算结果表明:随着初始Pu含量的增加,MA的嬗变率减小,初始Ip增大;初始Pu含量小于33%,keff随时间的变化是先增大后减小,大于33%后一直减小,且随着初始Pu含量的增加,keff减小得更加明显。故初始钚含量为33%的方案为最佳,其keff的相对变化不超过1%,Ip小于20mA,MA嬗变率高达28.06%,嬗变支持比为29.23,满足初步设计要求。

工业加速器驱动次临界嬗变堆的设计分析

加速器驱动次临界嬗变堆是嬗变处置高放长寿命核素的有效装置之一。为高效嬗变次锕系核素(MA),本文提出一种工业加速器驱动次临界嬗变堆的设计方案,该方案采用铅铋合金作为冷却剂和散裂靶材料,燃料采用金属弥散体形式,堆芯采用三区不同惰性基质份额布料方案,运行功率为800MWt,循环长度为600有效满功率天,MA的嬗变率可达到328.8kg/a。

不产生长寿命高放废物的先进核能系统

阐述了核废物分离－嬗变（Ｐ－Ｔ）处置和先进核能系统（ＡＮＥＳ）的重要性及其物理基础，讨论了对化学分离的要求和现状，并对裂变堆、聚变－裂变混合堆、加速器驱动次临界堆等核废物嬗变炉为主的３类先进核能系统作了简要讨论。最后，对我国开展先进核能系统研究的发展战略提出了建议。

关于先进核能系统的嬗变能力

就中子经济性对不同类型先进核能系统的嬗变能力进行初步分析和比较。

加速器驱动钠冷金属燃料快堆次锕系核素嬗变特性研究

分析加速器驱动系统(ADS)钠冷金属燃料快堆重金属燃料不同核素对堆芯有效增殖系数(keff)的影响,给出了燃料成分的确定方法,详细分析次锕系核素(MA)嬗变特性。运用耦合了MCNP4c3与ORIGEN2的三维燃耗程序COUPLE对堆芯进行稳态与燃耗计算。结果分析表明,调节燃料中239Pu的质量比例并使其在燃耗过程中保持稳定是使keff达到设计值并在燃耗过程中保持稳定的有效手段。散裂中子引起堆芯内区较外区更硬的中子能谱,有利于提高MA的裂变截面与裂变吸收比。全堆MA嬗变支持比为8.3,具有较好的嬗变效果。由于堆芯内区的高通量,堆芯内外区的嬗变率有明显差异,将MA集中布置于内区有利于减少装料量,改善总体嬗变效果。

压水堆核电厂反应堆首次临界试验

反应堆启动前，必须按照核安全法规HAF0304《核电厂调试程序》中规定的调试试验项目，对电厂系统如反应性控制棒的功能、保护系统的功能和临测装置的功能等进行试验和检查，使其满足核安全的要求。并按照物理试验质量和安全计划中的相关要求，完成启动试验前的准备工作。

核临界安全中的源倍增法研究

文章对核临界安全研究中通常采用的现场测量技术———源倍增法进行研究。从有源扩散理论出发,导出了与keff不同的有源次临界中子有效增殖因子ks的表达式,并在次临界系统上进行了验证研究。验证实验研究证实了所导出的ks 的正确性。源倍增法测量的参数实际上是次临界系统在外源作用下的有源次临界中子有效增殖因子ks,而不是以往的中子有效增殖因子keff,这就解决了长期困扰人们的有关源倍增法测量的参数问题。文章讨论了ks 与keff间的差别和关系以及它们对核临界安全的影响。

加速器驱动洁净核能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统 (ADS)次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明 :ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知 ,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th U燃料循环的次临界堆 ,热堆和快堆都是可以工作的 ;而对于U Pu燃料循环的系统 ,快堆则是较好的选择。

加速器驱动洁净核能系统中的核素平衡条件

对加速器驱动洁净核能系统 (ADS)次临界堆内核素的转换进行了研究。研究结果表明 :ADS具有充分利用核资源的可能性。次临界热堆只能工作在 φ <1× 10 14 cm- 2 ·s- 1的中子注量率下 ,快堆则在 φ =10 15～ 10 16cm- 2 ·s- 1下仍可稳定工作 ,且平衡时的易裂变核素 ( 2 33U和2 39Pu)数目与初始装料核素的比值远高于热堆的。ADS中 ,外源中子可有效地将可裂变核素转换成易裂变核素。为加速达到平衡 ,初始装料中加入少量2 33U及2 39Pu是一种可行的选择。

加速器驱动的次临界10 MW气冷快堆物理方案研究

本文采用MCNPX与ORIGEN耦合的COUPLE2.0程序对加速器驱动的次临界气冷快堆进行了物理方案的设计和研究。计算得到了该方案350d燃耗期间的keff、质子效率、加速器束流强度、1 500K温度下的多普勒系数、功率峰因子等参数,并研究了该方案的安全特性;通过计算得到了该方案燃耗并分析了该方案的嬗变能力。结果表明,该方案在350d燃耗期间的keff、加速器束流强度、功率峰因子变化较小,在假想事故下仍保持较深的次临界状态,系统安全性能较好;燃耗较浅,嬗变支持比为20.28,具有较好的嬗变效果。