微型反应堆低浓铀堆芯的优化设计

发布时间：2020-07-13 06:23

【摘要】：微型反应堆(简称微堆)是以高浓铀为燃料的研究型反应堆。但由于高浓铀燃料存在核安全风险,同时根据核不扩散原则,我国须逐步完成低浓铀堆芯的设计、换料和装填工作。因此,本文利用MCNP对堆芯进行一系列模拟、计算和优化设计,主要研究内容和结果如下:(1)针对微堆的低浓化开展了一系列的设计分析工作,主要包括建立了微堆高浓铀的模型(High Enrichment Uranium,HEU)、在不改变高浓铀堆芯结构基础上,完成了低浓铀堆芯的优化设计(Low Enrichment Uranium,LEU),并优化设计了新低浓铀堆芯模型(New Low Enrichment Uranium,NLEU)。(2)运用MCNP建立的微堆高浓铀模型(HEU),其中心控制棒价值、临界装载量、上铍反应性以及轴向中子通量密度分布等参数与微堆实验数据基本一致,对比验证了模型的正确性。(3)在HEU模型的基础上,选择富集度为12.5%的UO2作为低浓铀堆芯的燃料芯块,Zr-4合金作为燃料包壳,保持HEU堆芯其余部分的结构、尺寸和材料不改变,建立了低浓铀堆芯模型LEU。并对内辐照座中子通量密度、剩余反应性以及中心控制棒价值等参数进行了计算对比分析,研究表明在不改变原堆芯结构和尺寸的情况下,微堆低浓化是可行的,现有微堆可直接替换为LEU堆芯。(4)针对LEU堆芯Φ/P比值下降,热中子份额比下降,控制棒价值减小等问题,优化设计了全新的NLEU堆芯。NLEU堆芯采用富集度为19.75%的UO2作为燃料芯块,并且减少了10.34%的235U装填量;提高了Φ/P比值;内辐照座热中子通量密度高于LEU堆芯;并将热中子份额由LEU的42.65%提升至45.40%。研究表明,NLEU优化了微堆性能,节约了建造成本,更利于微堆的应用。
【学位授予单位】：东华理工大学
【学位级别】：硕士
【学位授予年份】：2016
【分类号】：TL351.1
【图文】：

图 1.1 SLOWPOKE-2 堆芯元件分布图Figure 1.1 The distribution of SLOWPOKE-2 fuel elements究现状核武器设计人员已经证明，在一定的富集度（≤20%)限炸装置是不切实际的[10]。美国在 1978 年成立的 U.S.DO低浓化（RERTR）项目，旨在开发转化研究试验堆和医浓铀燃料元件所需的必要技术，以减少和消除全球范围爱达荷国家实验室（INL）和阿贡国家实验室（ANL）是，美国密歇根大学福特反应堆和法国 Saclay 核研究中心，使用低浓铀元件运行[12]。纪 80 年代，前苏联完成了235U 富集度为 36%的高密度陶应堆燃料元件低浓化项目。，RERTR 项目与由莫斯科动力工程研究院领导的 4 个俄作研发用于前苏联设计反应堆的低浓铀元件，此项目被

表 2.2 微堆（HEU）基本参数Table 2.2 Basic parameters of MNSR (HEU)名称参数额定热功率 约 30kW燃料芯块、235U 富集度 U-Al 合金、90.2%燃料包壳、定位栅格架材料 Al堆芯栅格数 355 个慢化剂、冷却剂 轻水反射层材料 金属铍中心控制棒材料 镉（Cd）后备反应性 3.5-4.0 mk反应堆燃料使用寿期 ≥10 年

图 2.2 微堆堆芯结构剖面图Figure 2.2 MNSR core planning surface堆配有 10 个跑兔辐照管，5 个在反射层内，5 个在反射层外，本文主要辐照管的中子通量密度。微堆的反射层为金属铍，用于补偿燃料燃耗、氙应所引起的反应性损失，它起着反射和减速堆内泄露出来的中子的作用在侧铍反射层内形成通量峰，有利于在较低的堆功率条件下，获得较高照通量。因为微堆最主要的应用是中子活化分析，其原理是用一定能量子去轰击试样，使试样中待测元素的稳定同位素转变成放射性核素，然由核反应生成的放射性核素衰变时放出的缓发γ辐射来实现元素的定析，所以微堆要求热中子通量峰需在侧铍反射层内，也就是在内辐照座于初始冷态的反应堆后备反应性为 3.5-4.0mk，如此小的后备反应性很难炉寿期大于 10 年。所以为了补偿运行中的反应性损失，需要大约每两加一次上铍片，通过9Be (n,2n)8Be 和(γ,n)反应实现中子增殖。上铍与

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本文编号：2753091