热堆制备低放射性 233 U的钍铀转换方法

发布时间：2021-08-12 08:01

　　²³³U比²³⁵U具有更好的燃料特性,是具有潜在重要应用价值的核燃料,但直接使用钍铀或钍钚混合燃料在堆中辐照得到的²³³U,含有大量的²³²U及²³⁴U,放射性较强,难以像²³⁵U一样作为常规核燃料使用。基于低放射性²³³U的制备需求,本文分析了²³²Th-²³³U转化中U同位素杂质²³²U及²³⁴U的产生途径,采用可有效减少²³²U生成的热堆辐照思路,研究了热堆制备低放射性²³³U的辐照工艺。利用MCNP程序对²³²Th样品在西安脉冲堆堆内辐照过程进行建模,分析了辐照时间、冷却时间、多个"辐照-冷却"周期法辐照及中间产物²³⁰Th对辐照产物的影响,给出了西安脉冲堆制备低放射性²³³U辐照工艺。研究结果表明,本文制备的低放射性^23... 

【文章来源】：现代应用物理. 2020,11(04)

【文章页数】：7 页

【部分图文】：

中子辐照232Th生产233U的主要反应过程

233Pa和233U经辐照生成232U的反应过程

图3为232Th经辐照生成232U的反应过程示意图。由图3可见,232Th在反应堆中,发生(n,2n)反应生成231Th,231Th发生β-衰变成为 231Pa,231Pa再发生(n,γ)反应生成232Pa,232Pa再发生β-衰变成为232U。3) 230Th经辐照生成232U

【参考文献】：
期刊论文
[1]加快钍资源开发 促进我国核能可持续发展[J]. 林双幸,张铁岭.  中国核工业. 2016(01)
[2]热堆中钍铀转化规律[J]. 张海青,林俊,曹长青,朱天宝,朱智勇.  核技术. 2015(05)
[3]基于热堆的钍铀转换过程中232U生成的模拟计算[J]. 熊文纲,李文新,王敏.  核技术. 2012(05)



本文编号：3337930