裂变产额数据对铅基快堆RBEC-M燃耗计算影响研究

第四代核能系统是一种具有更好安全性、经济竞争力、核废物减少,以及防止核扩散的先进核能系统,代表了先进核能系统的发展趋势和技术前沿。铅基快堆是第四代核能系统中重要堆型之一。目前国际上通用的反应堆程序,比如MCNP+ORIGEN、RMC或者Serpent,很多研究主要针对压水堆,国际上也有研究发现针对铅基快堆基准题RBEC-M,确定论方法和蒙卡方法计算结果有较大偏差。本文深入研究了蒙卡程序使用的裂变产额对计算结果的影响。首先对反应堆蒙特卡罗程序RMC自带和燃耗库中的部分核素的裂变产额数据进行了更新,采用国际上著名RBEC-M基准题和OECD/NEA发布的快堆Pu循环燃耗基准题进行了验证分析,计算得到了裂变份额数据对快堆燃耗计算的影响。计算结果表明:更新后的裂变产额数据对系统的有效增殖因子和主要重核的质量变化影响较小,但对部分裂变产物的质量变化影响较大,部分核素偏差超过86%。对于快堆Pu循环燃耗基准题,长寿命高放废物~(133)Cs和~(129)I的计算结果偏差分别可达22.4%和47.8%,这将对长寿命高放废物的嬗变效率和核燃料循环有重要影响。     

束流瞬变下CiADS次临界反应堆燃料包壳安全分析

利用反应堆系统分析程序RELAP5?mod4.0模拟了加速器驱动嬗变研究装置（CiADS）次临界反应堆燃料棒在发生失束事件时的响应特性；利用有限元软件ANSYS?17.0计算了CiADS次临界反应堆燃料包壳在失束事件下的疲劳寿命；预测了中国未来百兆瓦级加速器驱动次临界系统（ADS）中燃料包壳的疲劳寿命。研究表明:失束时CiADS次临界反应堆功率瞬间下降到满功率的2.156%；失束事件下CiADS次临界反应堆的燃料包壳的疲劳寿命在108次以上；失束事件不会对中国未来百兆瓦级ADS中的燃料包壳造成疲劳损伤。      

基于惰性基质燃料PWR嬗变技术研究

核废物尤其是高放废物的安全处置是影响核能可持续发展的核心问题之一。分离嬗变(PT)策略可有效降低高放废物的毒性,高效嬗变装置是PT策略不可或缺的关键技术。本文简要介绍了加速器驱动次临界系统(ADS)、快堆、热堆等次锕系核素和长寿命裂变产物嬗变原理及其特点。重点阐述了惰性基质燃料(IMF)联合快中子源(FNZ)区嬗变MA方法。计算分析表明:采用该方法获得了较好的嬗变效率和堆芯温度系数,可从源头上降低自身产生的高毒性TRU,又能嬗变累存的MA。     

一种铅-铋合金冷却快堆的高放废物积累量研究

目前商用压水堆积累了大量的长寿命高放废物,放射毒性强,衰变时间漫长,对环境和人类构成了长期威胁,作为6种第四代核能系统堆型中的一种,铅基冷却快堆在减少长寿命高放废物产生方面具有优势。基于此本文提出了一种热功率为300 MW的铅-铋合金冷却快堆设计。利用MCNP程序对反应堆堆芯进行建模并计算了堆芯在寿期初的主要物理参数,详细分析了燃耗过程中长寿命高放核素的积累量,并与一般压水堆长寿命高放核素的积累量进行了比较。结果表明,对主要关心的次锕系核素,铅-铋合金冷却快堆的产生量远小于压水堆的,而长寿命裂变产物的产生量与压水堆的相当。总体来说,铅-铋合金冷却快堆产生的长寿命高放废物总量小于压水堆的,可看出铅-铋合金冷却快堆在减少长寿命高放废物产生方面更具有竞争性。     

从广义自持链式反应观点看加速器驱动系统

用广义自持链式反应的观点探讨了加速器驱动系统 (ADS)的基本内涵。认为次临界反应堆、质子加速器和靶所组合的整体仍可看成一个 (临界的 )自持链式反应堆。这个反应堆不同于通常临界反应堆的特点是每次裂变后的二次中子不仅包含裂变释放的中子而且还包含部分裂变释能 (通过质子加速器及靶 )所转换的中子。正是有了这些附加中子 ,使得加速器驱动系统每次裂变的有效二次中子数增加了。一个ADS系统能够稳定运行的条件是ADS的次临界堆和加速器能够相互匹配使得ADS系统的有效二次中子数达到这样的水平 ,以致在ADS系统内能够形成自持的中子链式反应。因此尽管ADS的反应堆部分是次临界的 ,但从ADS整体来看只要质子加速器与次临界反应堆匹配得当 ,ADS系统是可以像通常临界反应堆那样 ,维持自持的链式反应的 (或临界的 )。给出了ADS系统维持自持链式反应的匹配条件 (广义临界条件 )。最后根据ADS系统的特点探讨了ADS在核废物处理 (嬗变 )、提高核燃料增殖效率及核能开发中的作用。     

加速器驱动次临界堆堆芯物理概念研究

分析了加速器驱动次临界堆芯的裂变核素增殖和平衡条件,主要长寿命放射性废物的积累,裂变产物毒性的影响及次临界堆的运行周期,输出功率和能量增益等主要性质,并对次临界热堆和次临界快堆的物理性质进行了比较。     

铅铋堆嬗变燃料初步选型与分析

分离嬗变目前看来是次锕系核素回收和处理的比较可行路径,嬗变燃料研究也是第四代核能系统和先进核燃料循环技术的研究热点。本文简要归纳了嬗变燃料研究的主要特点以及当前国内外的研究现状,建议我国大力发展相关技术,特别是快堆嬗变燃料。此外,通过分析铅铋快堆/加速器驱动次临界系统(Accelerator Driven Sub-critical System,ADS)的特点和传统快堆燃料性质,得出氮化物嬗变燃料是目前铅铋堆嬗变燃料优选方案的结论。对中国科学院正在建设的ADS嬗变系统,期望未来考虑开展氮化物燃料的辐照和嬗变性能测试。     

自然循环铅铋冷却快堆失热阱瞬态研究

为考察自然循环铅铋冷却快堆的自然循环与固有安全特性,利用基于中子学与热工水力学耦合方法的安全分析程序NTC-2D,对10 MW自然循环铅铋冷却快堆的无保护失热阱(ULOHS)和有保护失热阱(PLOHS)工况分别进行了模拟与分析。结果表明,对于ULOHS,冷却剂、包壳及燃料芯块温度均远低于安全限值,并且由于反应性温度负反馈,反应堆自动停堆;对于PLOHS,事故后600s内,停堆保护系统的投入使反应堆处于安全状态。瞬态模拟表明该反应堆具有良好的自然循环与固有安全特性。     

基于快堆的钍资源利用展望

由于钍首先在反应堆内经过转换或增殖后变成易裂变核素。^233U才能得以真正利用，因此，选择合适的堆型和燃料循环方式来生产和燃烧。^233U是切实有效利用钍资源的关键问题。本文就基于快堆来分析几种由不同燃料驱动和不同堆型匹配方案形成的钍铀／钚燃料循环模式，探讨我国通过快堆利用钍资源比较合理的燃料循环路线。     

ADS加速器失束次临界反应堆动态特性研究

加速器驱动系统(ADS)中次临界堆芯的功率水平依靠强流质子轰击散裂靶产生的中子源来维持.加速器较为频繁的失柬问题,必将对ADS次临界反应堆安全性产生影响.研究了ADS系统失束事故特性,设计开发出具有较强针对性的用于ADS失束事故分析软件,对加速器驱动快中子次临界反应堆的动态响应开展了初步研究.结论表明仅靠断束停堆,仍有可能危及次临界反应堆的安全性.建议增设辅助停堆保护系统以提高ADS安全性.     

Comparative study of ADS for minor actinides transmutation

The methodology of the efficiency comparison of the different ADS-burners is discussed. ADS with lead–bismuth coolant (fast neutron spectrum), molten salt ADS (intermediate spectrum) and heavy water ADS (thermal spectrum) are chosen as representatives for the comparison. The first results of the suggested approach are discussed.     

启明星1号装置中子通量能谱与中子平均能量计算

启明星1号装置是我国研究ADS次临界中子学的一个快热耦合系统。本文用离散坐标法的程序TWODANT对启明星1号装置能谱进行分析计算。计算结果表明，启明星1号装置具有比较硬的中子能谱，可用以进行有关ADS的研究。     

启明星1#快热交界面能谱变化对外推临界实验结果影响分析

加速器驱动的次临界系统（ADS）基准装置启明星1#在外推临界实验过程中,快热交界面探测器计数率与其他位置探测器计数率存在较大异常。本工作对该实验装置外推临界实验开展数值模拟,并对快热交界面的中子能谱进行详细计算,根据计算结果对探测器在外推临界实验中的计数率异常现象进行分析。结果表明,快热交界面能谱随燃料装载量的变化是引起探测器计数率异常的主要因素,这为今后快热耦合次临界实验装置开展中子学实验研究提供了理论依据。     

加速器驱动快-热包层耦合次临界系统的性能研究

通过研究表明:加速器驱动快-热包层耦合次临界系统(ADFTS)具有同时高效嬗变锕系元素(MA)和裂变产物(FP)的优点.从中子物理学角度,对ADFTS的能量放大行为进行了分析,提出了快包层中子放大系数和快-热包层中子耦合系数的概念,并给出了中子放大系数的计算方法.对加速器驱动次临界系统的增殖能力进行了研究.研究表明,ADS具有比常规临界反应堆更高的增殖能力.     

ADS次临界实验装置--启明星1#

文章介绍加速器驱动次临界系统（ADS）中次临界实验装置——启明星1#的设计目的、要求、结构和可开展的工作。启明星1#是由快中子能谱区和热中子能谱区耦合组成的堆芯和由高压倍加器氘-氚反应中子源来驱动的次临界系统。快中子能谱区处在堆芯内部，该区提供快中子谱，还可放大外中子源，以驱动热区；热中子能谱区处在堆芯外部，主要用来能量放大，以维持装置的链式裂变反应。     

Partitioning and transmutation studies at JAERI both under OMEGA program and High-Intensity Proton Accelerator Project

At the Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI), active and comprehensive studies on partitioning and transmutation (P&T) of long-lived nuclear waste from the reprocessing processes of spent fuel has been carried out under the OMEGA program. Studies at JAERI include a design study of dedicated transmutation systems both of an MA burner fast reactor (ABR) and an accelerator-driven subcritical system (ADS), and the development of a high intensity proton accelerator as well as the development of partitioning process, nitride fuel fabrication/dry separation process technologies and nuclear data studies.

During the course of studies, JAERI developed the concept of the double-strata fuel cycle, in which a dedicated system is used for transmutation. Comparing the various transmutation systems, such as thermal neutron spectrum or fast neutron spectrum systems, power reactors or dedicated systems, from the viewpoints of reactor physics, nuclear fuel cycle and socio-technical issues, it was concluded that the ADS is the best option for transmutation of minor actinide(MA). JAERI, therefore, decided to concentrate its R&D efforts on the development of ADS and related technologies.

One of the goals of R&D is to provide a basis for designing demonstration facilities of ADS, aqueous partitioning process and nitride fuel fabrication and dry separation technologies. As the initial step toward this purpose, the construction of an ADS experimental facility is planned under the High-Intensity Proton Accelerator Project which JAERI and the High Energy Accelerator Research Organization (KEK) are jointly proposing since 1998.

The paper discusses the some of the results of P&T studies and the outline of the High-Intensity Proton Accelerator Project under which ADS experimental facility will be constructed.     

启明星1#次临界装置热中子能谱区裂变率分布测量

启明星1#是我国专门为开展加速器驱动次临界系统研究而建立的国际上第1个具有快-热耦合结构的次临界反应堆实验装置。采用MCNP程序对堆芯裂变率分布进行指导性计算,并参考计算结果布置探测片,用固体核径迹探测器测量了堆芯热区裂变率分布。测量结果显示:堆芯有反射层一端的裂变率比无反射层一端的高;轴向加装反射层末端的裂变率明显增大。测量结果对确定热区的裂变功率提供了数据。     

启明星1#次临界装置的裂变率分布

启明星1#次临界装置是我国为开展加速器驱动的次临界系统(ADS)研究而建立的国际上第1个具有快-热耦合结构的次临界反应堆实验装置。启明星1#次临界装置在确定的装载下、由不同能量的外中子源作用时,利用MCNP程序分别对装置快中子能谱区、热中子能谱区燃料元件的径向及轴向裂变率分布进行模拟计算,所使用外中子源的中子能量分别为2.5、5、14MeV。计算结果表明:在外中子源源强相同的情况下,源中子能量越高,裂变率越大;在源中子能量相同的情况下,次临界反应堆的轴向裂变率分布为中间高、两端低,径向裂变率分布在快中子能谱区先减小后增大,而热中子能谱区则是先增大后减小,然后,随着接近反射层又逐渐增大。该裂变率分布计算结果为后续实验测量和探测器布置提供了参考。     

ADS铅铋自然循环热分层现象研究

为保障加速器驱动的次临界系统（ADS）的安全,采用计算流体力学分析方法,对ADS铅铋自然循环热分层现象进行数值模拟。研究结果表明：铅铋自然循环中,热分层最严重的区域存在于变温段,且在回路中热分层状态不同。回路温差较大时,流速提高,热分层现象较明显。回路管径较大时,流速降低,热分层现象不明显。流速较低时,局部区域热分层现象趋于消失;流速较大时,最大温差截面温差加大。     

Assessments of the kinetic and dynamic transient behavior of sub-critical systems (ADS) in comparison to critical reactor systems

The neutron kinetic and the reactor dynamic behavior of Accelerator Driven Systems (ADS) is significantly different from those of conventional power reactor systems currently in use for the production of power. It is the objective of this study to examine and to demonstrate the intrinsic differences of the kinetic and dynamic behavior of accelerator driven systems to typical plant transient initiators in comparison to the known, kinetic and dynamic behavior of critical thermal and fast reactor systems. It will be shown that in sub-critical assemblies, changes in reactivity or in the external neutron source strength lead to an asymptotic power level essentially described by the instantaneous power change (i.e. prompt jump). Shutdown of ADS operating at high levels of sub-criticality, (i.e. k_eff 0.99), without the support of reactivity control systems (such as control or safety rods), may be problematic in case the ability of cooling of the core should be impaired (i.e. loss of coolant flow). In addition, the dynamic behavior of sub-critical systems to typical plant transients such as protected or unprotected loss of flow (LOF) or heat sink (LOH) transients are not necessarily substantially different from the plant dynamic behavior of critical systems if the reactivity feedback coefficients of the ADS design are unfavorable. As expected, the state of sub-criticality and the temperature feedback coefficients, such as Doppler and coolant temperature coefficient, play dominant roles in determining the course and direction of plant transients. Should the combination of these safety coefficients be very unfavorable, not much additional margin in safety may be gained by making a critical system only sub-critical (i.e. k_eff0.95). A careful optimization procedure between the selected operating level of sub-criticality, the safety reactivity coefficients and the possible need for additional reactivity control systems seems, therefore, advisable during the early design phase of any ADS systems in order to assure a benign transient response of the particular ADS design under investigation to typical plant transient initiators.