大型氯盐快堆中钍铀及铀钚循环分析
发布时间：2021-10-29 02:55
氯盐快堆具有核燃料溶解度高和快中子能谱的优势,为实现高增殖性能和高嬗变性能提供了可能。基于2 500 MWth的氯盐快堆,研究了Th-U循环和U-Pu循环的中子学特性,包括临界参数、燃耗演化、增殖性能和嬗变性能。钍铀循环（U3+Th）和铀钚循环（Pu9+DU）的点火燃料分别为233U和239Pu,它们的可转换材料分别为232Th和贫铀（Depleted Uranium,DU）。同时,也分析了TRU作为点火燃料的过渡模式,即TRU+Th和TRU+DU。结果表明:对于大型氯盐快堆:1)考虑堆内锕系核素的中子吸收率、堆内平均裂变中子数（ν）和转换比,U3+Th需要不定期添料才能维持临界,Pu9+DU、TRU+DU和TRU+Th不需要添料即可连续运行的时间分别为46 a、50 a和29 a;2)相比其他三种核燃料循环模式,TRU+Th具有较优的自持增殖性能和较高的嬗变性能。
【文章来源】：核技术. 2020,43(11)北大核心CSCD
【文章页数】：10 页
【部分图文】：
DU消耗量(a)与239Pu净产量(b)随时间的演化Fig.5EvolutionsofDUconsumption(a)andnet239Puproduction(b)overtime对于基于钍的U3+Th和TRU+Th
物的处理周期设为30s。综合考虑中子经济性、提取效率和提取难度，易溶裂变产物的处理周期和锕系核素的提取周期均假设为1000d［22］。此外，为了兼顾计算精度和计算效率，燃耗步长依次设定为30d（第1年）、60d（第2年）、90d（第3年）、180d（第4年）和1a（第5~50年）。每一个燃耗步长的循环代数设为330（每个燃耗步模拟跳过前30代），每代运行5000个粒子，燃耗模拟中包含了378个核素，每步燃耗模拟所需计算时间约为2h（并行12个CPU核）。图1堆芯模型结构图Fig.1Structurediagramofreactorcoremodel表1研究模型主要参数Table1Mainparametersofresearchmodels参数Parameters热功率ThermalPower/MW活性区直径Activezonediameter/cm活性区高度Activezoneheight/cm上熔盐腔室高度Topchamberheight/cm下熔盐腔室高度Bottomchamberheight/cm外围熔盐层厚度Outersaltthickness/cm哈氏合金厚度Hastelloythickness/cmB4C厚度B4Cthickness/cm轴向反射层厚度Axialreflectorthickness/cm径向反射层厚度Radialreflectorthickness/cm燃料盐体积Fuelsaltvolumeinthecore/m3燃料盐摩尔比Fuelsaltcomposition/mol%燃料盐密度Fuelsaltdensity/g·cm3燃料盐体积膨胀系数Fuelsaltexpansioncoefficient/℃1哈氏合金密度Hastelloydensity/g·cm3B4C密度B4Cdensity/g·cm3数值Values250029429425252550201001039.76NaCl:HNCl3=55:453.603×1048.862.52
核技术2020,43:110601110601-5表4给出了4种核燃料循环方案临界时的反应性温度系数（TemperatureCoefficientofReactivity，TCR）和转换比（ConversionRatio，CR）。从TCR角度，可转换材料（Th或DU）的中子俘获（特别是232Th和238U的共振俘获）会增强负的TCR，而点火燃料（233U、239Pu或TRU）的中子裂变会削弱负的TCR。由表3第2列可知，U3+Th和Pu9+DU临界时的可转换材料的摩尔份额较高，对应的TCR的绝对值较大，分别为3.01×105K1和2.99×105K1。TRU+Th和TRU+DU临界时所需的可转换材料的摩尔份额较低，对应的TCR的绝对值较小，分别为2.52×105K1和2.79×105K1。核燃料的CR主要决定了可转换材料在堆芯中的转换能力。考虑临界时的核素成分，在CR的计算中，易裂变核素的产生主要来源于232Th、238U及240Pu的中子俘获，易裂变核素的消失主要来源于233U、239Pu和241Pu的中子吸收（包括中子裂变和中子俘获）。从表4可以看出，Pu9+DU的CR（1.0366）比U3+Th的CR（0.8466）高很多，原因是：虽然快谱下DU的平均微观俘获截面（0.24b）比232Th（0.26b）略低，但是临界条件下Pu9+DU中可转换材料的摩尔份额（40.65%）略高于U3+Th（40.25%），且239Pu的平均微观吸收截面（2.10b）仅为233U（2.60b）的约81%，使得Pu9+DU的CR远大于U3+Th。TRU+DU的CR（1.1484）比TRU+Th的CR（1.1046）略高的原因是：虽然
【参考文献】：
期刊论文
[1]Effect of 37Cl enrichment on neutrons in a molten chloride salt fast reactor[J]. Liao-Yuan He,Guang-Chao Li,Shao-Peng Xia,Jin-Gen Chen,Yang Zou,Gui-Min Liu. Nuclear Science and Techniques. 2020(03)
[2]LEU启堆模式下的氯盐快堆Th-U与U-Pu循环特性研究[J]. 何燎原,夏少鹏,严睿,邹杨,刘桂民. 核技术. 2020(01)
[3]双区氯盐快堆的增殖及嬗变性能分析[J]. 彭一鹏,奚坤,潘登,朱帆. 核安全. 2019(02)
[4]Application of Monte Carlo method to calculate the effective delayed neutron fraction in molten salt reactor[J]. Gui-Feng Zhu,Rui Yan,Hong-Hua Peng,Rui-Min Ji,Shi-He Yu,Ya-Fen Liu,Jian Tian,Bo Xu. Nuclear Science and Techniques. 2019(02)
[5]Effects of fuel salt composition on fuel salt temperature coefficient（FSTC） for an under-moderated molten salt reactor（MSR）[J]. Xiao-Xiao Li,Yu-Wen Ma,Cheng-Gang Yu,Chun-Yan Zou,Xiang-Zhou Cai,Jin-Gen Chen. Nuclear Science and Techniques. 2018(08)
[6]钍基氯盐快堆燃耗性能分析[J]. 彭一鹏,余呈刚,崔德阳,夏少鹏,朱帆,蔡翔舟,陈金根. 核技术. 2018(07)
[7]Influences of 7Li enrichment on Th-U fuel breeding for an Improved Molten Salt Fast Reactor（IMSFR）[J]. Guang-Chao Li,Yang Zou,Cheng-Gang Yu,Jian-Long Han,Jin-Gen Chen,Hong-Jie Xu. Nuclear Science and Techniques. 2017(07)
[8]基于熔盐快堆的模型优化与Th-U增殖性能研究[J]. 李光超,邹杨,余呈刚,孙建友,陈金根,徐洪杰. 核技术. 2017(02)
本文编号：3463825
【文章来源】：核技术. 2020,43(11)北大核心CSCD
【文章页数】：10 页
【部分图文】：
DU消耗量(a)与239Pu净产量(b)随时间的演化Fig.5EvolutionsofDUconsumption(a)andnet239Puproduction(b)overtime对于基于钍的U3+Th和TRU+Th
物的处理周期设为30s。综合考虑中子经济性、提取效率和提取难度，易溶裂变产物的处理周期和锕系核素的提取周期均假设为1000d［22］。此外，为了兼顾计算精度和计算效率，燃耗步长依次设定为30d（第1年）、60d（第2年）、90d（第3年）、180d（第4年）和1a（第5~50年）。每一个燃耗步长的循环代数设为330（每个燃耗步模拟跳过前30代），每代运行5000个粒子，燃耗模拟中包含了378个核素，每步燃耗模拟所需计算时间约为2h（并行12个CPU核）。图1堆芯模型结构图Fig.1Structurediagramofreactorcoremodel表1研究模型主要参数Table1Mainparametersofresearchmodels参数Parameters热功率ThermalPower/MW活性区直径Activezonediameter/cm活性区高度Activezoneheight/cm上熔盐腔室高度Topchamberheight/cm下熔盐腔室高度Bottomchamberheight/cm外围熔盐层厚度Outersaltthickness/cm哈氏合金厚度Hastelloythickness/cmB4C厚度B4Cthickness/cm轴向反射层厚度Axialreflectorthickness/cm径向反射层厚度Radialreflectorthickness/cm燃料盐体积Fuelsaltvolumeinthecore/m3燃料盐摩尔比Fuelsaltcomposition/mol%燃料盐密度Fuelsaltdensity/g·cm3燃料盐体积膨胀系数Fuelsaltexpansioncoefficient/℃1哈氏合金密度Hastelloydensity/g·cm3B4C密度B4Cdensity/g·cm3数值Values250029429425252550201001039.76NaCl:HNCl3=55:453.603×1048.862.52
核技术2020,43:110601110601-5表4给出了4种核燃料循环方案临界时的反应性温度系数（TemperatureCoefficientofReactivity，TCR）和转换比（ConversionRatio，CR）。从TCR角度，可转换材料（Th或DU）的中子俘获（特别是232Th和238U的共振俘获）会增强负的TCR，而点火燃料（233U、239Pu或TRU）的中子裂变会削弱负的TCR。由表3第2列可知，U3+Th和Pu9+DU临界时的可转换材料的摩尔份额较高，对应的TCR的绝对值较大，分别为3.01×105K1和2.99×105K1。TRU+Th和TRU+DU临界时所需的可转换材料的摩尔份额较低，对应的TCR的绝对值较小，分别为2.52×105K1和2.79×105K1。核燃料的CR主要决定了可转换材料在堆芯中的转换能力。考虑临界时的核素成分，在CR的计算中，易裂变核素的产生主要来源于232Th、238U及240Pu的中子俘获，易裂变核素的消失主要来源于233U、239Pu和241Pu的中子吸收（包括中子裂变和中子俘获）。从表4可以看出，Pu9+DU的CR（1.0366）比U3+Th的CR（0.8466）高很多，原因是：虽然快谱下DU的平均微观俘获截面（0.24b）比232Th（0.26b）略低，但是临界条件下Pu9+DU中可转换材料的摩尔份额（40.65%）略高于U3+Th（40.25%），且239Pu的平均微观吸收截面（2.10b）仅为233U（2.60b）的约81%，使得Pu9+DU的CR远大于U3+Th。TRU+DU的CR（1.1484）比TRU+Th的CR（1.1046）略高的原因是：虽然
【参考文献】：
期刊论文
[1]Effect of 37Cl enrichment on neutrons in a molten chloride salt fast reactor[J]. Liao-Yuan He,Guang-Chao Li,Shao-Peng Xia,Jin-Gen Chen,Yang Zou,Gui-Min Liu. Nuclear Science and Techniques. 2020(03)
[2]LEU启堆模式下的氯盐快堆Th-U与U-Pu循环特性研究[J]. 何燎原,夏少鹏,严睿,邹杨,刘桂民. 核技术. 2020(01)
[3]双区氯盐快堆的增殖及嬗变性能分析[J]. 彭一鹏,奚坤,潘登,朱帆. 核安全. 2019(02)
[4]Application of Monte Carlo method to calculate the effective delayed neutron fraction in molten salt reactor[J]. Gui-Feng Zhu,Rui Yan,Hong-Hua Peng,Rui-Min Ji,Shi-He Yu,Ya-Fen Liu,Jian Tian,Bo Xu. Nuclear Science and Techniques. 2019(02)
[5]Effects of fuel salt composition on fuel salt temperature coefficient（FSTC） for an under-moderated molten salt reactor（MSR）[J]. Xiao-Xiao Li,Yu-Wen Ma,Cheng-Gang Yu,Chun-Yan Zou,Xiang-Zhou Cai,Jin-Gen Chen. Nuclear Science and Techniques. 2018(08)
[6]钍基氯盐快堆燃耗性能分析[J]. 彭一鹏,余呈刚,崔德阳,夏少鹏,朱帆,蔡翔舟,陈金根. 核技术. 2018(07)
[7]Influences of 7Li enrichment on Th-U fuel breeding for an Improved Molten Salt Fast Reactor（IMSFR）[J]. Guang-Chao Li,Yang Zou,Cheng-Gang Yu,Jian-Long Han,Jin-Gen Chen,Hong-Jie Xu. Nuclear Science and Techniques. 2017(07)
[8]基于熔盐快堆的模型优化与Th-U增殖性能研究[J]. 李光超,邹杨,余呈刚,孙建友,陈金根,徐洪杰. 核技术. 2017(02)
本文编号：3463825
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