快堆的燃料增殖

介绍了国外快堆增殖概论，评价了快堆的核特性以及快堆在我国核能发展中的作用。

混合堆增殖钍基燃料组件中子学分析

采用压水堆17×17燃料组件模型,用燃料组件参数计算程序DRAGON分别对混合堆增殖钍燃料组件和全铀组件的中子学特性进行了研究,分析组件的燃料温度系数、慢化剂温度系数及其与燃耗的关系。计算结果表明,混合堆增殖钍燃料组件和全铀组件的中子特性相似,但钍燃料组件中的乏燃料组件中的次锕系核素(MA)的含量明显减少。

混合堆增殖乏燃料组件中子学特性初步研究

本文主要对聚变-裂变混合堆增殖乏燃料在压水堆组件中使用的可能性进行了初步研究。根据聚变-裂变混合堆增殖乏燃料的特点,给出了的聚变-裂变混合堆增殖乏燃料压水堆组件设计方案,分析组件的燃料温度系数、慢化剂温度系数等参数。结果表明:聚变-裂变混合堆乏燃料组件的特性与全铀组件的特性相似。在相同的易裂变同位素质量百分比情况下,本文给出的组件设计方案的功率不均匀系数更小。研究结果可为未来实现聚变-裂变混合堆和压水堆联合循环系统提供技术支持。

加速增产核燃料的天然安全“核热泉”快中子增殖堆

为保证21世纪中国经济的持续稳定地高速增长,必须充分发挥核能的巨大潜力,使之配合其他可再生能源同步增长,及早大规模替代煤炭等化石能源。由于目前国内大量兴建的核电站以压水堆为主,需要消费大量天然铀资源,倚靠廉价铀供应难于维持长期增长,必须依靠快中子增殖生产人造裂变燃料——钚,才能摆脱天然铀原料短缺的束缚。然而,传统的快中子增殖堆的核燃料增产速度较慢,难于配合中国核电的高速增长。本文介绍一种先进快中子增殖堆(AFBR)方案,其中利用在线连续换料的空心球形燃料元件,依靠载热剂的出入口之间的温度差实现满功率自然循环,可以成倍地提高燃料比功率与核燃料增殖速度。本快中子增殖堆改进了俄罗斯称为"天然安全"的BREST铅冷快堆设计方案,成为无须人为控制的"核热泉",它能在不设置加压泵及高位铅池的情况下,自动按外部负荷需要供应必要的热量,完全依靠自然循环将全部裂变热能及停堆后堆芯余热散出,不至对环境产生放射性污染。

基于熔盐快堆的模型优化与Th-U增殖性能研究

作为四代堆6种候选堆型中唯一的液态燃料反应堆,熔盐堆对未来核能和钍资源利用具有重要意义,特别是熔盐快堆(Molten Salt Fast Reactor,MSFR)还具有较大的增殖比和较好的温度负反馈。由于启动新的熔盐快堆需要较高的燃料装载量,若能改善MSFR的增殖性能,则有利于提高233U产量并缩短燃料倍增时间。首先应用SCALE6.1针对MSFR的径向增殖盐、新增轴向增殖盐和新增石墨反射层这三方面分析了初始增殖比,同时从核素吸收率角度说明增殖比变化的原因和MSFR的设计不足并对其进行了优化;然后应用基于SCALE6.1开发的熔盐堆在线处理模块(Molten Salt Reactor Reprocessing Sequence,MSR-RS)进行燃耗分析。结果表明,新增轴向增殖盐可以进一步提高增殖性能;新增石墨反射层可以节省增殖盐装载量。改进后的堆型运行时增殖比可以维持在1.1以上,233U年产量提高至133 kg,倍增时间缩短至36 a,并且堆芯在整个运行寿期都能保持足够的温度负反馈。

聚变—裂变混合能源堆燃料管理方案设计研究

本文根据聚变-裂变混合能源堆方案设计和燃料组件功率分布的特点,利用自主开发的蒙卡-燃耗耦合程序,开展了详细的燃料管理方案设计研究,分别设计了整体后处理的燃料管理方案、双循环燃料管理方案以及分批燃料管理方案,针对这些类型的燃料管理方案,进行了燃耗分析计算,研究了各种燃料管理方案下各区燃耗及主要裂变核素成分随燃耗的变化。根据各燃料管理方案的主要特点和计算分析结果,对比总结了它们的优点和缺点。本文为今后的聚变-裂变混合能源堆提供了燃料管理上的建议,也为进一步的经济性分析优化研究打下了基础。

快堆,它的现状和发展前景

发展快堆可将铀资源的利用率从单发展压水堆的1％左右提高到60～70％。美、英、法。德、日、俄、印等国发展快堆已有30～50年的历史。中、韩和巴西亦已开始了快堆计划。全世界共建成大小20座快堆,技术已近成熟。经验已经证明,快堆是安全、可靠的,并有良好经济前景。八十年代起,主要核国家开始注意长寿命稀有锕系核素问题,快堆用于烧锻和核电厂来的过剩钚和军用钚有其有利之处。快堆可以设计成增殖堆,也可设计成烧锕或烧钚的燃烧堆。未来三四十年,这些发展快堆的国家将按自己的需要实现这两种应用。

从广义自持链式反应观点看加速器驱动系统

用广义自持链式反应的观点探讨了加速器驱动系统 (ADS)的基本内涵。认为次临界反应堆、质子加速器和靶所组合的整体仍可看成一个 (临界的 )自持链式反应堆。这个反应堆不同于通常临界反应堆的特点是每次裂变后的二次中子不仅包含裂变释放的中子而且还包含部分裂变释能 (通过质子加速器及靶 )所转换的中子。正是有了这些附加中子 ,使得加速器驱动系统每次裂变的有效二次中子数增加了。一个ADS系统能够稳定运行的条件是ADS的次临界堆和加速器能够相互匹配使得ADS系统的有效二次中子数达到这样的水平 ,以致在ADS系统内能够形成自持的中子链式反应。因此尽管ADS的反应堆部分是次临界的 ,但从ADS整体来看只要质子加速器与次临界反应堆匹配得当 ,ADS系统是可以像通常临界反应堆那样 ,维持自持的链式反应的 (或临界的 )。给出了ADS系统维持自持链式反应的匹配条件 (广义临界条件 )。最后根据ADS系统的特点探讨了ADS在核废物处理 (嬗变 )、提高核燃料增殖效率及核能开发中的作用。

钍基核燃料循环国际发展态势分析

本文基于钍燃料循环的先进反应堆概念,系统调研和分析了印度、加拿大、挪威等国家最新发布的钍基燃料循环相关计划和研究报告,同时对钍基核燃料循环领域的科学论文和专利文献进行了定量分析。综合定性调研和定量分析,建议我国结合中国国情,加强整体规划,制定我国钍基核燃料循环研究的国家发展战略,进一步拓展国际合作内涵,规划优先发展的基础实验研究,部署钍燃料元件制造技术、钍燃料反应堆裂变产物及其放射性物质处理技术方面的前瞻性研究。

基于次临界堆和压水堆的钍铀燃料循环研究

提出了一个实现钍铀燃料循环的新途径,即利用聚变驱动的次临界堆实现钍燃料增殖并将增殖的233U燃料应用于现有压水堆的概念设计。聚变驱动的次临界堆具有丰富的高能中子,因此具有很高的从232Th到233U的燃料增殖率。采用蒙特卡洛程序RMC,对基于国际热核实验堆(ITER)聚变源的次临界堆芯进行了设计分析,结果表明了次临界堆芯具有良好的燃料增殖效果。对于增殖的233U燃料,部分装入国内的压水堆组件及堆芯中,并采用CASMO和SIMULATE程序包进行了分析,结果表明,压水堆中用部分233U燃料替代235U燃料不会对当前的堆芯物理设计产生很大影响,同时可减少锕系废料的产生。

2014年度物理科学二处科学基金项目评审工作综述

物理科学二处主要资助基础物理、粒子物理、核物理、核技术与应用、加速器物理与探测器技术、等离子体物理、同步辐射方法与技术等领域的研究工作,同时负责受理国家自然科学基金委员会—中国工程物理研究院联合基金(简称NSAF联合基金)、大科学装置科学研究联合基金、先进核裂变能的燃料增殖与嬗变重大研究计划、理论物理专款等类型项目。本文简要综述2014年度物理科学二处基金项目受理、评审情况。

聚变中子学计算分析及UW截面库的评估

使用ＡＮＩＳＮ程序及ＵＷ截面库对一系列物理情形（特别是混合堆包层的氚增殖比Ｔ和燃料增殖比Ｆ）作了计算，并与国内外相应的理论和实验结果作了比较。结果表明ＡＮＩＳＮ程序在清华大学ＥＬＸＳＩ计算机上的调试是成功的．相应的ＵＷ截面库是可以信赖的，它们可以被用作为聚变中子学计算的工具。最后指出本文与文献中计算结果的较大差别是由于两者使用的截面数据不同而引起。