快堆BN-600嬗变次锕系核素的蒙卡计算分析

发布时间：2024-01-19 07:57

　　核电站运行过程中,燃料会发生一系列俘获反应进而生成超铀元素(TRU)。这些核素比铀元素的原子序数大,主要包括钚、镅、锔、镎等元素,所有这些高放射性锕系元素都具有很长的半衰期,这些长寿命放射性核废料的地址处置将会导致较高的成本和安全问题。因此,从乏燃料中去除次锕系核素从而降低核废料的长期放射性是值得研究的课题。本文研究的就是次锕系核素的嬗变问题。嬗变是指通过裂变反应使得次锕系核素变成稳定的核素,这一过程可以通过将这些锕系元素在快中子反应堆、或加速器驱动系统(ADS)、或理论上的任何可以提供锕系元素裂变所需的裂变中子通量的装置中来实现。快堆是技术最为成熟的最适合嬗变次婀系核素的反应堆。本文选取了 BN-600快堆堆型对这一现象进行研究,文中使用蒙特卡罗程序RMC和MCNP计算,并将计算结果与基准报告中结果进行了比较。基准报告来自IAEA,共包含两部分。第一部分所用燃料含有武器级钚,计算了该模型的有效增殖因数、功率和通量分布,结果表明,反应堆功率主要集中在堆芯的低、高富集区,达到80%,计算结果均与基准报告符合较好,对此基准题还进行了燃耗计算,得到了有效增殖因数随燃耗的变化。基准题第二部分燃...

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【学位级别】：硕士

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摘要
Abstract
Chapter 1. Introduction
    1.1 Significance of Research Topic
    1.2 Literature Review
    1.3 Research Objectives
    1.4 Research Methodology
    1.5 Thesis Outline
Chapter 2. Fast Reactors and MA Transmutation
    2.1 Fast Reactor Concepts
        2.1.1 Lead Cooled Fast Reactor (LFR)
        2.1.2 Gas Cooled Fast Reactor (GFR)
        2.1.3 Sodium Cooled Fast Reactor (SFR)
    2.2 BN-600 Reactor
        2.2.1 Benchmark Analyses
Chapter 3. Monte Carlo Methods
    3.1 Monte Carlo Calculations in Reactor Physics
    3.2 Monte Carlo Based Computational Codes
        3.2.1 MCNP
        3.2.2 RMC
Chapter 4. Modeling, Simulation and Results
    4.1 BN-600 Model
    4.2 Flux and Power Distribution
        4.2.1 Neutron Flux Calculation
        4.2.2 Power Distribution Calculation
    4.3 Burn Up Calculations
    4.4 Doppler Coefficients
    4.5 Minor Actinide Burn Up
Chapter 5. Conclusion and Recommendations
References
Publications During Postgraduate Study
Acknowledgements
About the Author



本文编号：3879924