氢化锆慢化熔盐堆中子学性能研究

发布时间：2020-08-01 18:57

【摘要】：熔盐堆作为第四代反应堆,具有安全性、可靠性、经济性、可持续性和防核扩散等优点。然而,美国在熔盐实验堆(MSRE)运行过程中,发现石墨慢化剂,在堆内受到快中子(50 keV)辐照后会先收缩后肿胀,使石墨在堆内寿命大大缩短,从而需要频繁停堆更换石墨。此外,石墨慢化能力较差,对于大型熔盐堆需要更多的堆芯熔盐体积才能达到临界。基于上述问题,本文选择氢化锆(ZrH)作为熔盐堆慢化剂,其具有较高的慢化能力、较好的热稳定性,还具有耐高温、抗辐照等特点。与石墨相比,ZrH的热中子吸收较大,不利于反应堆自持或增殖运行,需要进一步优化。本文主要基于已有ZrH慢化剂研究,对ZrH慢化熔盐堆进行进一步优化,以给出实现自持运行的堆芯物理设计方案,并且在其寿期末达到较低的MA产量。为改善ZrH慢化熔盐堆的钍铀转换性能,对氢锆原子比、载体盐、堆芯结构等进行了优化,分析了它们对于临界~(233)U浓度和钍铀转换性能的影响。结果表明:当氢锆原子比选择1.60和熔盐体积比为0.9时,不仅临界所需的~(233)U浓度相对较低,而且钍铀转换性能也较好。同时,对比了ZrH与石墨慢化熔盐堆的临界~(233)U浓度和钍铀转换性能。结果表明:石墨作为慢化剂时钍铀转换性能更好,而ZrH作为慢化剂时临界所需的~(233)U浓度更低。根据上述研究结果,分析了深燃耗模式下的ZrH慢化熔盐堆的钍铀转换性能,并对堆芯结构进行了初步优化。结果表明:采用含径向增殖层设计与Li F燃料盐装载的Zr H慢化熔盐堆,50年平均CR可达到1.028,可以实现增殖运行,同时其产生的MA量较高。为减少堆芯MA的产生量,本文给出了移动式Zr H慢化设计方案,通过改变反应堆运行过程中临界所需的~(233)U浓度和堆芯中子能谱来减少堆芯MA的累积量。结果表明:通过慢化棒批次插入堆芯,逐步改变临界所需的~(233)U浓度和中子能谱,不仅可以实现堆芯38年钍铀燃料自持运行,且其MA的产量比慢化棒不移动条件下采用FLi盐和FLi Be盐时分别减少约43%和8%。
【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】：硕士
【学位授予年份】：2018
【分类号】：TL426
【图文】：

示意图,熔盐,示意图,核扩散

经济性：核电成本要低于其他能源；资本投资的风险水平可与其他能4）防核扩散性：运用反应堆系统自身的特性，使核扩散几率显著下降应堆产物难以用于核武器制造或被偷盗。按照这些要求，GIF 专家从的 94 个核反应堆概念中挑选出了 6 种最有希望实现的第四代反应堆概快堆、气冷快堆、铅冷快堆、熔盐堆、超高温堆、超临界水堆[4]。熔盐堆与钍铀燃料.1 熔盐堆发展历史与研究现状与传统反应堆相比，熔盐堆(Molten Salt Reactor, MSR)可以在高温常，提高了反应堆的安全性；同时其具有在线加料和在线后处理的功能低剩余反应性和减少堆芯裂变产物的堆积，其系统结构示意图如图 1]。

链式裂变反应,核燃料

经过 6 年多的发展，完成了 2 MW 液态燃料 MSR 和 1燃料 MSR 的堆芯设计与物理分析，有望逐渐实现 MSR 的商业化应2 钍铀燃料循环MSR 的发展离不开持续稳定的核燃料供应。目前易裂变核燃料被分为基两类，商业核电站中使用的燃料多为铀基核燃料。由于能源需求的，商业核电站的发电量也会越来越大，从而铀基核燃料的消耗也会越由于自然界中钍基核燃料的储量远大于铀基核燃料，为实现能源可持，钍基核能的开发应用正越来越受到关注[5-8]。钍基核燃料中的232Th 与238U 相似，都要经过吸收中子后才能转换为 1.2 所示。易裂变核素233U 需要232Th 通过一次中子俘获和两次衰成，产生的233U 吸收一个中子后可以直接裂变，这样就形成了钍铀燃

裂变中子

第 1 章绪论前轻水堆(Light Water Reactor，LWR)常用的铀基燃料相比，钍基燃势[9-12]：钍资源丰富：在地壳中钍元素含量是铀的三倍，而且钍主要存在属于砂岩矿的独居石中，容易开采。钍基燃料的中子经济性较高：如图 1.3 所示，在热中子区，233U 的有效裂变中子数明显高于其他易裂变核素，有较好的增殖性能，合先进堆型的设计可以实现增殖。在快中子能谱区，233U 的有效变中子数要小于239Pu，尽管钍铀燃料增殖性能没有铀钚循环好，是采用铀钚燃料的快堆常常出现正的空泡系数或温度反馈系数等全问题，而采取钍基燃料的快堆则会具备负的反应性系数，安全更好。

【参考文献】