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。     

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。     

氯盐和氟盐快堆增殖特性研究

熔盐快堆具有燃料增殖、核废料嬗变和固有安全性等方面的突出优点,是目前备受关注的第四代先进核能系统唯一使用液态燃料的核反应堆。熔盐快堆通常选用液态氟盐或氯盐作为燃料载体盐和冷却剂,高增殖特性是其主要特征参数之一。基于双流体熔盐堆堆芯结构,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)对两种氟盐快堆和一种氯盐快堆在同一重金属溶解度下的U-Pu燃料增殖比进行模拟计算,对不同增殖层和反射层下的增殖比进行了模拟分析,并分析了氯盐快堆在增殖层和反射层变化时,裂变区和增殖区中子能谱的变化情况。结果表明:在相同温度、相同摩尔比下,氯盐快堆比氟盐快堆具有更高的U-Pu燃料增殖比;氯盐快堆的增殖比随着增殖层和反射层厚度的增加而增加,但是增殖比的增长速率有所减弱;氟盐快堆的增殖层在厚度尺寸较小时,其变化对增殖比有较小影响,当厚度増至60 cm时,增殖层厚度尺寸的变化几乎对增殖比没有影响;氟盐快堆的反射层尺寸的变化对增殖比没有影响;增殖层和反射层厚度的改变不影响堆芯临界状态和裂变区中子能谱。这为三种熔盐快堆的基盐选择及尺寸设计从增殖方面提供了理论依据。     

混合能谱超临界水堆快谱区组件增殖问题研究

混合能谱超临界水冷堆(SCWR-M)快谱区的中子能谱介于热堆与快堆之间。基于SCWR-M快谱区中子能谱特点,提出一种把钍基和铀基混合作为增殖材料的新增殖方案;然后通过增加(快谱区)燃料棒的分层来增加裂变层中子的泄露,从而达到提高转换比的目的;最后通过增加燃料棒增殖层的厚度,相应的降低其裂变层的厚度,从而使SCWR-M快谱区组件的增殖比达到1.06569。     

快堆闭式燃料循环对提高铀资源利用率的分析研究

快堆结合闭式燃料循环提高铀资源利用率需对乏燃料进行回收和再循环。对工业钚在大型MOX(混合铀钚)燃料钠冷增殖快堆中多次循环的特性进行了计算分析,结果表明,钚成分经多次循环后可达平衡,其中易裂变核维持在约74%的较高比例。从成分品质看,工业钚在增殖快堆中的循环次数不受限制。构建模型并分析了快堆闭式燃料循环对于铀资源利用率的提高。快堆闭式循环策略下,回收铀、钚多次循环后可大幅度提高铀资源利用率。提高燃料燃耗和乏燃料后处理回收率能显著提升铀利用率;但在最初的几次循环中后处理回收率的影响较小,循环次数增加后,将会对利用率有明显提升。较低的燃料燃耗和回收率情况下,将存在较低的无限次循环铀利用率上限。     

核电站与核反应堆

印度开始了核能计划新阶段 【美国《核子周刊》2002年7月25日刊报道】 印度主管当局已经批准在Kalpakkam开始建造一个500 MW的原型快中子堆。预计该机组在2009年投入商业运行。该堆使用铀钚碳化物燃料(来自其现有的加压重水堆(PHWR)的反应堆用钚),有一个钍再生区,使易裂变的铀-233增殖。这将使印度宏大的钍计划进入第二阶段,并且准备利用印度丰富的钍资源最终实现“钍做燃料的反应堆”(实际上是用铀-233做燃料)。印度在Kalpakkam的小型快中子增殖试验堆自1985年开始运行。 捷克启动新的反应堆 【美国《核燃料》2002年5月27日报道】 捷…     

核能发展途径与快增殖堆在核能中的地位

此文分析了世界能量资源的供求形势。利用核能发展模型,对五个典型的核能发展途径:一次通过循环方案、钚再循环方案、快增殖堆方案、快增殖堆加钚再循环混合方案、钍铀循环先进转换堆方案,计算了核燃料循环关键物料的需要量,并预计了它们的经济性。文章认为:①核能的前景将比现在好,暂时的低潮将会过去;②轻水堆-快堆组合体系将是世界核能发展的主线。     

小型模块化增殖焚烧快堆MA嬗变性能分析

次锕系核素(Minor Actinides,MA)作为长寿命高放射性核废料,在乏燃料放射性中占据主导位置。乏燃料最小化是保证核能可持续发展的重要环节,而嬗变是安全处置乏燃料的有效途径。小型模块化增殖焚烧(Breed and Burn,BB)快堆的中子经济性较好,燃烧寿期长,装料方式灵活多样,可用于增殖产生易裂变核燃料、嬗变长寿命核废料,从而解决核电发展中前端核燃料供给和后端乏燃料处理问题。本文分析对比了U3-MA和U5-MA燃料装载模式的临界、燃耗和安全性能,并系统研究了两种装料模式在BB快堆上嬗变MA的性能。结果表明:两种装料方式均能达到较好的嬗变性能,且MA的添加还能使反应堆寿期更长,堆芯中子经济性更高;此外,从安全性能上来看,添加MA对钍铀燃料循环的缓发中子份额影响较弱,但是对其燃料多普勒系数影响较强,这为后续钍铀、铀钚燃料循环选取合理的MA装载份额提供了参考依据。     

重水堆钍铀燃料增殖循环方案研究

论文的目的是研究重水堆钍铀燃料增殖循环方案。基于前期设计的技术路线,以CANDU-6堆芯为参考堆芯,研究了钍基堆芯燃料管理策略,分析了中子学特性,并对乏燃料特性进行了评估,包括放射性毒性、衰变热和伽马射线。在此基础上,建立了钍铀燃料增殖循环方案,其在可持续性关键指标方面优于常规天然铀一次通过循环。     

CANDU型反应堆中钍的利用

【英国《国际核工程》1979年11月号报道】把钍作为另一种有希望的燃料已提出许多年了。虽然钍没有天然存在的易裂变同位素,但是钍-232俘获中子再经过放射性蜕变,就形成了铀-233。在热中子反应堆中,这是一种特别有效的易裂变材料,因为它吸收一个中子能放出大约2.25个裂变中子,这样就提供了一种近增殖堆的燃料循环