氢化锆慢化熔盐堆钍铀转换性能初步分析

中子能谱对钍基燃料在熔盐堆中的利用效率及温度反馈系数等安全问题有较大影响,所以对熔盐堆新型慢化剂的研究具有重要意义。本工作基于SCALE6计算程序,对不同几何栅元结构的氢化锆栅元组件在熔盐堆的物理性能进行了研究,分别计算了中子能谱、钍铀转换比、~(233)U浓度、总温度反馈系数以及燃耗等中子物理参量。结果表明,减小六边形栅元对边距或者增加熔盐占栅元体积比可以增加钍铀转换比和改善温度反应性系数;当加入的氢化锆慢化剂体积份额为0.1时就可以将熔盐堆~(233)U初始浓度降低到2.5×10~(-2)以内;氢化锆慢化熔盐堆在超热谱条件下,其~(233)U初装载量和超铀核素产量较小,同时堆芯较为紧凑。     

棒状氢化锆慢化钍基熔盐堆中子学性能优化

氢化锆(ZrH)由于具有耐高温、抗辐照和慢化能力强等优点，是反应堆常用的慢化剂。本工作研究具有钍铀转换能自持运行和较低次锕系核素（MA）产量的ZrH慢化熔盐堆的堆芯物理设计方案。采用MOC程序分析了不同燃料盐对于启堆和增殖性能的影响，为提高钍铀转换性能，对堆芯结构和慢化棒设计进行了优化与分析。结果表明：当熔盐体积比处于0.5~0.9时，ZrH慢化剂可将临界所需要的²³³U浓度降低至2%附近；采用含增殖层设计与FLi燃料盐装载的ZrH慢化熔盐堆，50 a平均钍铀转换比（CR）可达到1.028；移动式ZrH慢化棒堆芯设计可实现38 a的自持运行，且堆芯寿期末的MA产量比慢化棒不移动条件下采用FLi燃料盐和FLiBe燃料盐的MA产量分别减少约43%和8%，低于相同能量输出下石墨慢化熔盐堆的MA产量。     

FLi/FLiBe盐中7Li富集度对熔盐快堆钍铀转换性能的影响研究

锂(Li)元素是液态熔盐堆中冷却剂熔盐的重要组成成分,由于6Li相对~7Li具有较大的中子吸收截面,其在冷却剂熔盐中的摩尔含量会影响液态熔盐堆的钍铀转换性能,因此研究~7Li富集度对液态熔盐堆钍铀转换性能的影响十分必要。基于熔盐快堆(Molten Salt Fast Reactor,MSFR)的堆芯结构,分别采用FLi和FLiBe两种不同的冷却剂熔盐,选取范围在99.5%～99.995%的一系列~7Li富集度,借助熔盐堆后处理程序MSR-RS(Molten Salt Reactor Reprocessing Sequence),针对能谱、233U初装量、钍铀转换比、233U净产量和倍增时间、Li的演化以及氚产量等一系列参数进行分析。研究结果表明:在MSFR的堆芯中,较FLiBe而言,采用FLi作载体盐能够获得更好的钍铀转换性能;当~7Li富集度由99.995%变为99.9%时,堆芯钍铀转换比降低约1.6%,氚产量增加约8%。综合考虑燃料制造成本和钍铀转换性能等因素,对于分别采用FLi和FLiBe作载体盐的熔盐快堆MSFR,推荐的~7Li富集度都为99.9%。     

CANDU堆中铀-钍自持循环的研究

研究了在重水反应堆CANDU中实现U-Th燃料自持循环的可行性。研究结果表明,采用外圈为高233U浓度的钍基燃料,内三圈为低233U浓度的钍基燃料方案,就可以实现在CANDU功率堆中U-Th的自持循环。     

熔盐快堆Th-U燃料循环增殖性能分析

熔盐快堆是当前国际上关注的热点之一,本文基于堆芯结构双流体方案,即裂变熔盐燃料和增殖熔盐介质各自独立冷却循环,利用氟化或氯化熔盐中钍铀重金属盐高温下的高溶解度特性,获得熔盐快堆的高增殖。通过比较钍铀燃料循环熔盐快堆的三种可行性熔盐燃料方案(LiF+ThF_4+UF_4、NaF+ThF_4+UF_4和NaCl+ThCl_3+UCl_3),采用基于反应堆安全分析和设计的综合性模拟程序SCALE(Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation),计算了中子能谱、反应性温度系数,分析了增殖比BR(breeding ratio)受反应堆裂变区、增殖区和ZrC中子反射层的尺寸影响、熔盐中~6Li和~(35)Cl同位素丰度的影响,以及熔盐密度误差对BR计算值的准确性影响、易裂变核素随反应堆运行时间演化等。在钍铀燃料循环熔盐快堆中,通过优化处理得到三种熔盐燃料方案的增殖比BR约为1.2。     

熔盐快堆U-Pu燃料循环增殖性能分析

熔盐快堆增殖是当前国际上关注的热点,本文基于堆芯结构双流体方案,利用氟化或氯化熔盐中铀钚重金属盐高温下的高溶解度特性,获得熔盐快堆的高增殖。对铀钚燃料循环熔盐快堆的三种可行性熔盐燃料方案(LiF+PuF_4+UF_4、NaF+PuF_4+UF_4和NaCl+PuCl_3+UCl_3),采用基于反应堆安全分析和设计的综合性模拟程序SCALE(Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation),计算了中子能谱、反应性温度系数。分析了增殖比BR(Breeding Ratio)受反应堆裂变区、增殖区和中子反射层的尺寸影响,熔盐中~6Li和~(35)Cl同位素丰度对BR的影响,以及BR随运行时间动态变化。计算结果表明:氯盐方案(BR=1.46)与两种氟盐方案(BR≈1.06)相比较,具有更大的增殖能力优势。结合熔盐相图、BR随重金属摩尔浓度变化和BR最大值随熔盐平均工作温度变化曲线,可以在熔盐快堆设计中快速确定熔盐的工作温度、重金属摩尔浓度和反应堆增殖比。     

钍基ADS快热耦合次临界核系统燃耗特性分析

在钍基ADS快热耦合次临界反应堆设计的基础上，应用研制的蒙特卡罗燃耗程序MCNTRANS对次临界堆芯在恒定功率下整个寿期内的燃耗特性进行了计算，研究分析了堆芯嬗变能力、钚焚烧性能、堆芯寿期内k_eff变化及加速器束流的协调匹配。分析结果表明：所设计堆芯的次锕系核素（MA）嬗变支持比可达15个百万kW级的PWR，长寿命裂变产物（LLFP）嬗变支持比为2.2个百万kW级的PWR；热区内²³³U的裂变贡献为25％，堆芯嬗变、增殖能力强。整个堆芯寿期内k_eff变化在1%左右，降低了ADS对加速器束流强度的要求。     

高通量堆中辐照二氧化钍中~(233)U、~(232)U和裂变产物的积累与热中子积分通量及中子能谱的关系

本文研究了在高通量堆中辐照二氧化钍中~(233)U,~(232)U和裂变产物的积累与热中子积分通量及中子能谱的关系。热中子积分通量约从l×10~20到2×10~21中子/cm~2;快热中子比分别为3/1,2/1,1/1和l/2。所得结果揭示了~(233)U产额、~(232)U/~(233)U比及裂变产物积累随不同的中子能谱和热中子积分通量的变化规律。     

钍基柱状高温气冷堆不同启动燃料特性初步分析

钍是一种可转换材料,将其转换成²³³U能极大提高现有核燃料资源的储量。为实现对钍的合理利用,以模块式柱状高温气冷堆GT-MHR的燃料组件作为研究对象,选取低浓缩铀、武器级钚、核反应堆级钚等作为其启动燃料。利用栅格输运计算程序DRAGON对这3种启动燃料下的钍基柱状燃料组件的寿期初中子能谱、无限增殖系数、燃耗、转换比以及²³³U和²³²Th的含量等参数进行了分析。结果表明,在易裂变物质初装量约为9%时,与低浓缩铀和武器级钚相比,核反应堆级钚作为启动燃料时组件寿期初中子能谱较硬、转换比较高;其燃耗达90 GW•d/tHM;其无限增殖系数在寿期内的波动最小;燃耗为75 GW•d/tHM时组件中²³³U存余量与²³²Th消耗量之比达0.566。     

RGPu与WGPu驱动条件下钍基S&B型燃料组件特性分析

武器级钚(WGPu)与反应堆级钚(RGPu)可以分别从废旧拆除的核武器中以及轻水堆乏燃料中获得,二者均可以作为钍基燃料的驱动燃料。为对上述2种驱动燃料特性进行研究,利用DRAGONV4程序以及JEFF3.11-295群截面库进行反应堆物理计算。采用修正4因子公式对WGPu与RGPu驱动条件下的SB 6+3型组件初始无限增殖系数进行分析。同时,为确定WGPu与RGPu增殖性能最优的空间分离尺度和钍含量,进一步对比了不同空间分离尺度的SB型组件和MOX组件寿期末的233U质量。结果表明,钍含量相同时,WGPu具有较高的热中子裂变系数,导致其初始无限增殖系数和燃耗深度均大于RGPu,并且不随钍含量的大小而改变。RGPu作为驱动燃料的SB5+4-70%Th组件具有最优增殖性能。WGPu作为驱动燃料时,MOX型组件233U质量大于SB型组件,并在70%钍含量时达到最大值。