铅冷快堆嬗变次锕系核素的燃耗研究

发布时间：2020-12-24 10:33

　　随着核电的发展,乏燃料产量越来越多,如何有效地处理乏燃料已成为限制核电发展的关键因素之一。目前普遍认为分离-嬗变方案是降低乏燃料长期放射性危害的最佳方案。分离-嬗变方案是在现有燃料后处理方案的基础上,将次锕系核素（MA）和长寿命裂变产物从高放废液中分离出来,并通过反应堆嬗变,从而转变成短寿命、稳定或使用价值较高的核素。本论文主要对MA在铅冷快堆中的嬗变特性以及燃耗进行研究。研究内容如下:设计了三种MA装载方式:第一种是MA与MOX燃料均匀混合;第二种是把MA做成嬗变棒,在反应堆中取代部分燃料棒;第三种是MA作为燃料镀层。首先研究了不同方案下装载1 wt%MA对堆芯keff、控制棒积分价值、中子能谱以及功率峰因子等参数的影响,然后计算分析了不同MA装载量对堆芯keff的影响,从而确定后续研究的最大装载量,最后对MA在铅冷快堆中的燃耗情况进行研究。本论文研究主要使用MCNP和SCALE程序进行堆芯模型搭建与计算,计算分析表明,装载1wt%MA后,三种装载方式均使控制棒积分价值降低,其中均匀混合和MA镀层方式降幅较小,嬗变棒方式降幅较大;三种装载方式添加1wt%MA均不会对反应堆中子能谱产生... 

【文章来源】：华北电力大学(北京)北京市 211工程院校 教育部直属院校

【文章页数】：67 页

【学位级别】：硕士

【部分图文】：

图２－１部分锕系核素转换关系链??乏燃料中对环境造成长期放射性危害的ＭＡ核素主要是２３７Ｎｐ、２４１?Ａｍ、２４３Ａｍ、??２４４Ｃｍ和２４５Ｃｍ

代核能系统六种最具发展潜力的反应堆中有三种是快中子反应堆，分、钠冷快堆和气冷快堆［３３］。其中铅冷快堆采用液态铅／铅铋合金冷却，铋合金沸点较高（液态铅常压下沸点为丨７４３?°Ｃ），在反应堆运行工压，并且液态铅与水不发生化学反应以及其在运行过程中不产生Ｈ２，这些优点为反应堆的安全运行提供了重要保障。所以，目前铅冷快情况受到越来越多科研人员的关注，关于铅冷快堆的研宄也日益增多年，由欧盟、俄罗斯、日本和韩国发起成立了新的铅冷快堆系统指导

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【参考文献】：
期刊论文
[1]自然安全的BREST铅冷快堆——现代核能体系中最具发展潜力的堆型[J]. 肖宏才.  核科学与工程. 2015(03)
[2]中国实验快堆中子能谱测量实验研究[J]. 陈晓亮,陈效先,喻宏,杨勇,张强,王事喜,胡定胜,赵郁森.  原子能科学技术. 2013(S1)
[3]MOX燃料模块快堆的嬗变研究[J]. 周培德.  核科学与工程. 2002(03)
[4]从广义自持链式反应观点看加速器驱动系统[J]. 张玉山.  核科学与工程. 2001(04)

博士论文
[1]钠冷快堆嬗变研究[D]. 胡赟.清华大学 2009
[2]MOX燃料模块快堆嬗变研究[D]. 周培德.中国原子能科学研究院 2001

硕士论文
[1]铅冷快堆嬗变MA核素的特性研究[D]. 蔡进.华北电力大学(北京) 2017



本文编号：2935499