压水堆可燃毒物棒嬗变镎237特性研究

发布时间：2021-07-12 06:03

　　次锕系元素是乏燃料中长寿命放射性物质的主要成分。目前世界上在运行的商用核反应堆绝大部分是压水堆,因此,研究次锕系元素在压水堆中的嬗变特性,以及最终实现压水堆嬗变次锕系元素,是解决核废料处理问题的关键。而在压水堆中引入次锕系元素时,如何选取最适当的装载方式,是压水堆嬗变次锕系元素的关键问题。在乏燃料产生的次锕系元素中,Np-237的含量最高,因此本文侧重于研究Np-237在压水堆中的嬗变特性。本文基于MIT发布的压水堆BEAVRS基准题,研究了两种不同Np-237在压水堆可燃毒物棒中的装载方式。一种是在可燃毒物棒中使用Np-237直接替换部分可燃毒物。另一种是在可燃毒物不锈钢包壳和锆合金包壳之间的水隙中,以Np-237镀层的方式装载。模拟计算结果显示:在不显著降低压水堆有效增殖因数的情况下,两种Np-237在压水堆可燃毒物棒中的装载方式的装载量均相当于5-6个压水堆Np-237的年产额。两种Np-237的装载方式均是可行的。首先,这两种装载方式不需要改变压水堆堆芯的配置以及核燃料的组份。其次,两种装载方式将Np-237嬗变材料与核燃料完全隔绝,有利于压水堆卸出乏燃料的后处理。因此我们认为... 

【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】：47 页

【学位级别】：硕士

【文章目录】：
摘要
Abstract
Chapter 1. Introduction
    1.1 Background and significance of the project
    1.2 Ways and necessity of after treatment of spent fuel
    1.3 Literature Review
    1.4 Research Methodology
Chapter 2. Monte Carlo Methods
    2.1 Monte Carlo Calculations in Reactor Physics
    2.2 MCNP
        2.2.1 Input Structure
        2.2.2 Cell Card
        2.2.3 Surface Card
        2.2.4 Data Card
    2.3 SCALE
        2.3.1 Control module and function module
        2.3.2 CSAS6 module and TRITON module
    2.4 Visual interface introduction
        2.4.1 Introduction of GEEWIZ
Chapter 3. BEAVRS benchmark
    3.1 Fuel assemblies
        3.1.1 Fuel pellet
        3.1.2 Fuel rod
        3.1.3 Guide tube
        3.1.4 Fuel assembly
    3.2 Core Function Module
        3.2.1 Burnable poison components
    3.3 Reactor core overall structure
Chapter 4. Results and Discussion
    4.1 Normal operation of BEAVRS core
    4.2 The direct substitution of NP-237 for burnable poison within burnable Poisonrods
    4.3 Coating a layer of NP-237 in the water gap of burnable poison rod
    4.4 Comparison between both approaches
Chapter 5. Conclusion and Recommendations
References
Publications During Postgraduate Study
Acknowledgements
About the Author



本文编号：3279357