长寿命裂变产物在聚变驱动次临界堆包层中嬗变的中子学优化分析

商用裂变堆乏燃料中高放长寿命裂变产物(LLFP)由于其具有很强的放射毒性,所以对于它们的嬗变处理非常重要。在对世界上关于LLFP嬗变处理的广泛调研的基础上,考虑到LLFP的同位素分离技术的发展水平,选择了LLFP中99Tc、129I和135Cs的嬗变处理(?)料的化学形式,分析了不同慢化剂材料对嬗变能力的影响,同时针对聚变驱动次临界堆的多功能双冷核废料嬗变包层(DWTB)进行了LLFP嬗变的中子学设计和优化分析。     

聚变裂变混合堆钍基增殖锕系元素嬗变包层中子学初步研究

聚变裂变混合堆比纯聚变堆在工程及技术方面要求低,且在产生核燃料、嬗变长寿命核废料以及固有安全性方面具有一定优势,因此,越来越受到人们的重视。增殖包层是混合堆系统的关键部件,已有的包层研究基本上是基于较成熟的铀-钚燃料循环技术。针对我国铀资源相对较少而钍资源较丰富的现状,本文就一种新型的钍基燃料增殖锕系元素嬗变包层进行了初步的中子学研究,利用一维离散纵标法燃耗程序BISONC以及Monte-Carlo粒子输运程序MCNP,对包层的关键核参数,诸如氚增殖比、少量锕系元素的嬗变质量、233U产量以及热功率等,进行了较详细的计算分析。计算结果表明,生成的核燃料233U的富集度可达到3.65%,从而满足压水堆燃料富集度要求。分析结果为下一步的包层优化设计提供了依据。     

混合堆水冷快裂变包层的中子学设计研究

本工作以国际热核实验堆(ITER)的等离子体参数和堆芯结构为基础,对水冷、球床结构的快裂变包层混合堆作了一维和二维中子学设计研究,并与纯聚变堆的功能作了对比。说明混合堆作为聚变能的前期应用是必要的和可能的。     

功率展平的压水堆乏燃料发电包层中子学初步研究

聚变裂变混合堆在增殖核燃料、嬗变长寿命核废料及固有安全性等方面具有较大优势,同时,它比纯聚变堆在工程及技术方面要求低,因此较聚变堆更易实现。本工作基于目前国际聚变实验堆（ITER）所能达到的技术水平,提出一种直接利用乏燃料进行发电的聚变裂变混合堆包层概念,利用在不同位置放置不同乏燃料体积分数的方法对燃料增殖区实现了功率展平。计算结果表明：功率展平后的包层功率不均匀系数更小,且包层中燃料区的能量输出要比不展平情况下的能量输出高约21.7%。燃料富集度到运行末期最大可达5.23%。从中子学角度初步论证了该包层的可行性。     

次临界能源堆包层中子学概念研究

介绍了次临界能源堆包层中子学概念研究进展。采用MCNP与ORIGENS耦合的输运燃耗程序MCORGS开展研究。利用一维模型改进了产氚区和屏蔽区的设计。产氚区采用多区分层布置,降低水对中子的吸收,大幅减少了Li₄SiO₄的用量。屏蔽区采用铁和水多区分层布置,包层泄漏中子数为10^-4量级,超导线圈沉积热小于60 kW,28 a内中子注量小于10²²m^-2。针对不同的铀水体积比（R_V）,探讨了相应的后处理策略。随着R_V的减小,需去除的裂变产物相应增加。建议采用R_V=2的物理设计,平常只需作燃料重整,每隔几十年作1次高温干法去除沸点在3 600 K以下的裂变产物即可。最后,参考国际热核实验堆几何结构,建立三维包层模型,进行了初步研究。     

压水堆中使用分立型铀、钍燃料组件的堆芯物理特性研究

通过对分立型铀、钍燃料组件 ,使用在秦山 30 0MW电功率压水堆核电厂中堆芯物理特性的探讨 ,寻找2 3 2 Th在PWR中可能利用的途径。为此 ,特采用铀、钍燃料组件分立的双进料系统的装卸料方法 ,其堆芯寿期分别为铀组件 3个循环 ;钍组件 1 0个循环。并以秦山核电厂为参考电厂 ,进行了 1 0个循环的燃耗计算 ,每一循环装料时均有 4个钍组件进堆。计算结果表明 :到第 1 0循环寿期末 ,堆芯中 40个钍组件所含的2 3 3 U总量已达到 2 1 2 6kg ,可直接参与堆芯的链式反应 ,从而达到利用2 3 2 Th的目的。并可同全铀组件堆芯比较中看出 ,分立型铀、钍组件混装堆芯每一循环 (第 1 0循环后 )可少装 2 0 0多kg2 3 5U ,这样就为钍 铀燃料循环展示了光明的前景。当然如果要达到实际应用 ,仍有许多工程技术问题亟待解决     

Optimization studies of fuel loading pattern for a typical Pressurized Water Reactor (PWR) using particle swarm method

A three dimensional multi-energy group computer model PRISHA, which solves the neutron diffusion equations using finite difference method is developed for Pressurized Water Reactor (PWR). This computer code can find an optimum loading of a group of fresh fuel assemblies along with fuel assemblies of different exposures. The successive line over relaxation (SLOR) method is used to solve neutron diffusion equations. After validation of this part of computer code against an IAEA – PWR benchmark problem with 177 fuel assemblies in the core, particle swarm optimization (PSO) method is incorporated in the code for finding the optimum fuel loading pattern. A typical PWR core with 157 fuel assemblies, where 289 fuel pins are arranged in 17 × 17 rectangular arrays in a fuel assembly, was analyzed using this computer model for two cycles using PSO method. Different numbers of particles and iterations were used in PSO method. The results are found to be not very sensitive to either the number of particles or the number of iterations used in PSO method for considered case. However, a number of experiments have to be performed to arrive at the best global fitness parameter. Reasonably low power peaking factors were obtained for both the cycles.     

Survey of experiments and code development for the passive residual heat removal system of PWR in China

Three different kinds of experiments and their typical results are surveyed for the passive residual heat removal system (PRHRS) of PWR performed in Nuclear Power Institute of China (NPIC) recent ten years. The typical results of MISAP. a special code for PWR passive residual heat removal system developed and assessed by NPIC,are also described briefly in this paper.     

高放废物嬗变研究发展及前景

高放废物的处置关系到核能的发展和环境保护。分离与嬗变作为高放废物处置的可能途径之一，在世界上已有近３０年的研究发展历史，目前，越来越受人们的关注。本文分别介绍了利用轻水堆、液态金属燃料堆、聚变堆（聚变－裂变混合堆）以及加速器驱动的次临界系统嬗变高放废物的原理、研究发展及前景。为我们开展高放废物嬗变研究提出一些建议。     

U(Ⅵ)电还原反萃动力学研究——Ⅱ.U(Ⅵ)反萃和U(Ⅳ)萃取动力学

本文在带有阴阳极的恒界面池中研究了HNO_3-N_2H_5NO_3(H_2O)/UO_2(NO_3)_2-HNO_3(30％TBP-煤油)体系在U(Ⅵ)电解还原过程中的U(Ⅵ)反萃和U(Ⅳ)萃取动力学。这是U(Ⅵ)电还原反萃动力学研究的第二步。根据实验结果和数据处理,得到U(Ⅵ)反萃和U(Ⅳ)萃取过程的表观活化能分别为36.02kJ/mol和21.13kJ/mol;U(Ⅵ)反萃和U(Ⅳ)萃取速率随两相搅拌速率的增大而增大;U(Ⅵ)反萃和U(Ⅳ)萃取过程均由扩散控制。随着阴极电位的降低,U(Ⅵ)反萃和U(Ⅳ)萃取速率均增大。     

Plasma-induced grafting of acrylic acid on bentonite for the removal of U(VI) from aqueous solution

Fabrication of reusable adsorbents with satisfactory adsorption capacity and using environmentfriendly preparation processes is required for the environment-related applications. In this study,acrylic acid(AA) was grafted onto bentonite(BT) to generate an AA-graft-BT(AA-g-BT)composite using a plasma-induced grafting technique considered to be an environment-friendly method. The as-prepared composite was characterized by scanning electron microscopy, x-ray powder diffraction, thermal gravity analysis, Fourier transform infrared spectroscopy and Barrett–Emmett–Teller analysis, demonstrating the successful grafting of AA onto BT. In addition, the removal of uranium(VI)(U(VI)) from contaminated aqueous solutions was examined using the as-prepared composite. The influencing factors, including contact time,p H value, ionic strength, temperature, and initial concentration, for the removal of U(VI) were investigated by batch experiments. The experimental process fitted best with the pseudo-secondorder kinetic and the Langmuir models. Moreover, thermodynamic investigation revealed a spontaneous and endothermic process. Compared with previous adsorbents, AA-g-BT has potential practical applications in treating U(VI)-contaminated solutions.     

~(236)U灵敏度的AMS测量

长寿命放射性核素236U的半衰期为2.34×107a,主要来源是235U的中子俘获反应。加速器质谱法是目前测量236U灵敏度最高的方法。本工作利用意大利那不勒斯第二大学同位素研究环境与文化遗产中心的AMS装置测量236U的灵敏度,并分析了加速器质谱测量236U时本底的可能来源。初步结果表明,236U的灵敏度(236U/238U原子比)为(2.29±0.13)×10-10。