加速器驱动的次临界熔盐嬗变堆的物理特性研究

发布时间：2020-04-30 22:27

【摘要】：加速器驱动的次临界熔盐堆(Accelerator-driven subcritical molten salt reactor,ADS-MSR)结合了熔盐堆与ADS的许多优点,在先进核燃料利用方面有独特的优势。ADS-MSR运行在次临界状态,拥有极高的安全性和更多的富余中子,因此无论是进行核燃料增殖还是核废料嬗变都有更高的设计灵活性。相比于固态燃料,熔盐燃料能够相对容易地进行在线后处理及在线添料,从而实现更高的中子经济性和燃料利用效率。本文在现有熔盐堆和ADS研究成果的基础之上,进一步探究了ADS-MSR的各项中子学性能,具体分析了燃料盐、在线燃料后处理、在线添料、次临界深度和次锕系核素(Minor Actinides,MA)装载量等因素对ADS-MSR钍铀燃料增殖性能及MA嬗变性能的影响,最后对加速器驱动的次临界熔盐嬗变堆(Accelerator-driven subcritical molten salt transmutation reactor,ADS-MSTR)进行了概念设计及中子学性能分析。首先,针对液态熔盐燃料能够进行在线处理的特点,本工作基于中子输运程序MCNP5和点燃耗程序ORIGEN-2,在中科院上海应物所现有燃耗耦合程序MOCBurnup的基础上,开发了一套可适用于ADS-MSR的燃料在线后处理和在线添料搜索的耦合计算流程。为了研究熔盐燃料的使用对ADS堆芯中子学性能的影响,分别计算了熔盐燃料对ADS-MSR散裂中子产额,中子能谱及钍铀转换比(Conversion Ratio,CR)等参数的影响。结果显示:受限于熔盐燃料中重金属核素的摩尔比例,熔盐燃料靶的有效中子产额比重金属散裂靶低50%以上,因此本文的ADS-MSR研究模型仍然选择重金属作为散裂靶材料;在堆芯方面,载体盐的中子慢化效应会降低燃耗初始状态的钍铀转换比CR,FLiBe和FLi熔盐燃料的CR分别为1.023和1.062,略低于Oxide燃料的1.068。但是,熔盐燃料的在线处理会极大降低燃耗过程中的反应性损失:通过在线燃料后处理和在线添料,FLi熔盐和FLiBe熔盐燃料的钍铀转换比分别在燃耗运行的第1年和第3年超过Oxide燃料。为了分析ADS-MSR的钍铀增殖性能和MA嬗变性能,本工作基于熔盐快堆MSFR的设计,对Th-U燃料循环的ADS-MSR堆芯模型进行了初步设计,重点计算并分析了堆芯次临界深度及MA装载量对ADS-MSR中子学性能的影响。结果表明:堆芯次临界度对ADS-MSR的Th-U增殖性能有着显著的影响。较高的次临界度能提供更多的外源中子,减少~(233)U的初始装载量,明显提高Th-U转换比,提高~(233)U净生产率以及降低~(233)U的倍增时间。当k_(eff)=0.99时,~(233)U的倍增时间大于80年;当k_(eff)=0.93时,~(233)U的倍增时间降低到大约22年。MA的装载量同样对~(233)U的净生产率有着明显的影响。当MA1%时,MA在前20年将会吸收大量的中子,消耗掉一定量的~(233)U,但是在剩下的运行时间内,之前产生的大量易裂变核素将会发挥后备反应性,反而增强了ADS-MSR在较长运行周期内的~(233)U增殖性能。在本文所研究的ADS-MSR模型中,若MA的装料摩尔比例从1%提高到14%,在50年的运行周期内,~(233)U的净生产量将会从3.94 t提高到8.24 t。最后,本工作以乏燃料嬗变为主要目的,从核燃料选择、堆芯结构设计、燃料盐类型选择、重金属富集度以及燃料管理等方面对加速器驱动的次临界熔盐嬗变堆ADS-MSTR进行了概念设计以及中子学性能分析。根据添料模式、反应性控制与燃料组份的不同,整个运行周期基本可以分为三个阶段:启堆阶段、平衡态阶段和停堆前阶段。ADS-MSTR的设计最终实现了以下目标:(1)反应堆设计寿期内无需停堆换料(2)运行期间较强的MA嬗变能力(3)反应堆寿命末期尽量少的MA卸料。在反应堆启堆至平衡阶段,堆芯内焚毁的TRU质量基本等于此阶段在线添料所添加的MA和Pu的总质量。MA和Pu的嬗变质量比大约为9:1,MA的年均焚毁质量大约为335.81 kg。在停堆前阶段,由于燃料盐中重金属摩尔份额以及MA和Pu质量比的不断下降,堆芯会焚烧更多的Pu,MA的年均嬗变质量下降到207.88 kg。但是堆芯中残余的MA质量从3302.68 kg下降到了974.42 kg,大大降低了对卸料中残余MA再次处理的难度。
【图文】：

表 1.1 一个 1 GWe 压水堆中的装料和卸料的核素质量 1.1 Nuclear fuel loading and discharging mass of a 1 GWe pressurized water 核素 初装量/ kg 卸料量/ kg235U 954.0 280.0238U 26328.0 25655.0U 总量 27282.0 26047.0239Pu 56.0Pu 总量 266.0MA 20.0Long Life FT 63.0FP 总量 946.0

加速器驱动的次临界熔盐嬗变堆的物理特性研究态势。2001 年美国能源部(Department Of Energy, DOE) 首先提出并牵头创建了第四代反应堆国际论坛(Generation IV International Forum, GIF)。 GIF 专家从核能的可持续发展、安全性、可靠性、经济性以及防止核扩散性等几个方面为标准，从众多的核反应堆概念中挑选出了六种最有可能实现的第四代反应堆概念，，包括钠冷快堆、铅冷快堆、气冷快堆、超高温堆、超临界水堆、熔盐堆[10]。
【学位授予单位】：中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所)
【学位级别】：博士
【学位授予年份】：2019
【分类号】：TL426

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本文编号：2646242