锕系可燃毒物板状燃料组件燃耗特性研究

为研究锕系可燃毒物在板状燃料组件的燃耗特性和延长寿期的适用性,本研究以不同富集度的板状燃料为对象,计算分析了相同初始组件无限增殖因数(k_inf)情况下的锕系可燃毒物装载量、燃耗深度、²³⁵U利用率等。结果表明,在低富集度(4%～7%)情况下,240Pu可燃毒物在寿期内表现出较好的转换效应,²³⁵U利用率高,可起到延长堆芯寿期的作用;在中等富集度(25%～40%)情况下,240Pu可燃毒物的转换效应减弱,而²³¹Pa可燃毒物表现出较好的转换效应;在高富集度(70%～97%)情况下,²³¹Pa可燃毒物的转换效应减弱,但含²³¹Pa组件的²³⁵U利用率和达到的燃耗深度在所选锕系核素中最大;240Pu可作为长寿期低富集度燃料可燃毒物的选择,²³¹Pa可作为长寿期中等、高富集度燃料可燃毒物的选择。     

次锕系核素在铅冷快堆中的嬗变性能

乏燃料中大部分次锕系（minor actinides, MA）核素半衰期较长,对环境具有长期放射性危害。分离 嬗变技术将次锕系核素从高放废液中分离出来,并通过反应堆嬗变为短寿命或稳定核素,从而消除其放射性危害。为研究次锕系核素与燃料均匀混合、制成嬗变棒和做燃料芯块镀层装载方式下在铅冷快堆中的嬗变特性,采用MCNP和SCALE程序进行模拟计算。结果表明,三种方式下²³⁷Np、²⁴¹Am、²⁴³Am和混合次锕系核素使有效增殖因数k_eff降低,而²⁴⁴Cm和²⁴⁵Cm使k_eff升高,且²⁴⁵Cm可使k_eff大幅度增加。不同质量的混合次锕系核素装载后,三种方式下堆芯k_eff都随装载量的增加而降低,降低幅度由小到大分别为嬗变棒、均匀混合和镀层。不同次锕系核素装载量以均匀混合方式在堆芯经过550 d辐照后,²³⁷Np、²⁴¹Am和²⁴³Am嬗变率均为正值,其中²⁴¹Am嬗变率最大,而²⁴⁴Cm和²⁴⁵Cm嬗变率均为负值,²⁴⁵Cm增加明显,总的次锕系核素嬗变率为14%,可为次锕系核素在铅冷快堆中嬗变性能评价提供参考。     

次锕系核素在铅冷快堆中的嬗变性能

乏燃料中大部分次锕系(minor actinides,MA)核素半衰期较长,对环境具有长期放射性危害。分离-嬗变技术将次锕系核素从高放废液中分离出来,并通过反应堆嬗变为短寿命或稳定核素,从而消除其放射性危害。为研究次锕系核素与燃料均匀混合、制成嬗变棒和做燃料芯块镀层装载方式下在铅冷快堆中的嬗变特性,采用MCNP和SCALE程序进行模拟计算。结果表明,三种方式下~(237 )Np、~(241 )Am、~(243 )Am和混合次锕系核素使有效增殖因数k_(eff)降低,而~(244 )Cm和~(245 )Cm使k_(eff)升高,且~(245 )Cm可使k_(eff)大幅度增加。不同质量的混合次锕系核素装载后,三种方式下堆芯k_(eff)都随装载量的增加而降低,降低幅度由小到大分别为嬗变棒、均匀混合和镀层。不同次锕系核素装载量以均匀混合方式在堆芯经过550d辐照后,~(237 )Np、~(241 )Am和~(243 )Am嬗变率均为正值,其中~(241 )Am嬗变率最大,而~(244 )Cm和~(245 )Cm嬗变率均为负值,~(245 )Cm增加明显,总的次锕系核素嬗变率为14%,可为次锕系核素在铅冷快堆中嬗变性能评价提供参考。     

加速器驱动次临界系统嬗变少锕系核素

长寿命放射性废物的处置是影响核能发展的重要因素，在分析国外在这一领域的发展趋势的基础上，建议采用多用途加速器驱动铅冷快中子次临界系统嬗变少锕系核素（ＭＡ）的方案，并对ＭＡ嬗变链作了初步分析，这种系统在嬗变ＭＡ的同时，还能有效地生产电力和增殖核燃料，并且具有较好的安全特性。     

铅冷快堆嬗变次锕系核素对安全性的影响研究

铅冷快堆可用于对乏燃料中部分次锕系（MA）核素进行后处理,为研究MA核素的添加是否会影响反应堆安全性能,本文设计了3种MA核素添加方式,分析研究了MA核素在铅冷快堆中嬗变对堆芯临界性能、堆芯寿期和燃料温度系数的影响。结果表明,MA核素的添加会对堆芯临界性能产生影响,使堆芯初始临界性能下降;镀层和混合燃料添加方式对铅冷快堆的寿期有明显的延长,嬗变棒添加方式根据添加位置不同对堆芯寿期的影响不同;MA核素的添加会引起燃料温度系数的改变,但燃料温度系数始终为负。本文提出的3种添加方式均可行,但是嬗变棒添加方式需要注意嬗变棒位置对堆芯寿期的影响,不建议采用较为集中的嬗变棒分布方式。     

稠密重水栅格嬗变少锕系核素研究

少锕系核素（MA）具有较长的半衰期和极大的生理毒性,烧毁动力堆乏燃料中产生的MA可明显减少对环境产生的影响,是一种创新的技术路线。由于MA具有强的中子,γ及α发射率和产热率,其燃料元件的化学处理,制造等过程须采取晚严格的屏蔽和控制措施,从经济性观点出发,集中嬗变MA的方案较为适宜,MA嬗变以快中子谱较为有效。本文提出稠密重水栅格嬗变MA的方案,并应用SRAC95程序进行了计算。结果表明,稠密重水MA栅格可保证其有效地烧毁MA。由于其有效缓发中子份额极低,故以采用加速器驱动次临界系统较为适宜。     

大亚湾核电站可燃毒物组件处置

可燃毒物组件是反应堆首次装料中使用的含有可燃中子吸收剂组件,第1个燃料循环终了换料时被卸出,以后不再使用。大亚湾核电站每台机组有可燃毒物组件68组,为束棒结构,长3961.2 mm,每根棒由含硼玻璃封入不锈钢管中组成,每组为24根可燃毒物棒、阻力塞棒固定于160.4 mm×160.4     

乏燃料溶液嬗变堆焚烧锕系核素能力分析

针对焚烧锕系核素的目标,选择不同的乏燃料成分和堆芯功率,构造了7种乏燃料溶液嬗变堆( HSTR)堆芯模型,采用溶液堆堆芯燃料管理程序FMCHR计算了堆芯内Pu、Np及其他长寿命锕系核素的燃耗变化,分析了HSTR焚烧锕系核素的能力.结果表明:HSTR可以有效实现焚烧239pu的目标,同时嬗变可观数量的237Np;若要实现...     

加速器驱动钠冷金属燃料快堆次锕系核素嬗变特性研究

分析加速器驱动系统(ADS)钠冷金属燃料快堆重金属燃料不同核素对堆芯有效增殖系数(Keff)的影响,给出了燃料成分的确定方法,详细分析次锕系核素(MA)嬗变特性.运用耦合了MCNP4c3与ORJGEN2的三维燃耗程序COUPLE对堆芯进行稳态与燃耗计算.结果分析表明,调节燃料中239Pu的质量比例并使其在燃耗过程中保持稳定是使Keff达到设计值并在燃耗过程中保持稳定的有效手段.散裂中子引起堆芯内区较外区更硬的中子能谱,有利于提高MA的裂变截面与裂变吸收比.全堆MA嬗变支持比为8.3,具有较好的嬗变效果.由于堆芯内区的高通量,堆芯内外区的嬗变率有明显差异,将MA集中布置于内区有利于减少装料量,改善总体嬗变效果.     

堆芯燃料组件中可燃毒物配置的优化

研究了200MW核供热堆(NHR-200)初始堆芯装料的可燃毒物配置的最优化问题。以最小功率峰因子为目标函数,可燃毒物的质量分数为控制变量。采用可变容差法求解非线性规划问题,得到了一个有参考价值的堆芯布置方案。该优化方法可用于反应堆物理设计     

IMF燃耗特性与次锕系核素产量分析

在轻水堆中采用惰性基质燃料(IMF)能有效地从源头上降低乏燃料中次锕系核素(MA)的含量。为了研究IMF的燃耗特性,选取两种典型IMF方案PuO2+ZrO2+MgO和PuO2+ThO2,开展不同PuO2含量下IMF燃耗反应性计算,并与UO2燃料以及MOX燃料进行比较分析。结果表明:在总燃耗时间为1 095d情况下,两种IMF方案中PuO2体积分数为2%~10%时,其寿期末kinf均大于1,但PuO2+ZrO2+MgO方案的燃耗反应性波动大于PuO2+ThO2方案,PuO2+ThO2方案燃料寿期末MA的含量明显小于前者;在同一等效重金属质量分数下,MOX、UO2燃料寿期末MA的含量均大于两种IMF。     

锕系核素的人造岩石固化

介绍了锕系核素人造岩石固化的基本原理，概述了钙钛锆石的晶体结构和主要性质以及锕系核素和稀土类似物在其中的固溶情况，讨论了富钙钛锆石型人造岩石固化锕系核素的配方设计。表明用此方法包容高放废液中锕系核素具有良好的前景。     

长寿期压水堆板状燃料组件可燃毒物选型研究

可燃毒物在长寿期压水堆中起着至关重要的作用,板状燃料组件在长寿期压水堆中具有较好的应用前景。本文开展长寿期压水堆板状燃料组件可燃毒物选型及中子学特性研究,对含不同可燃毒物的板状燃料组件进行输运-燃耗计算,筛选出中子学性能较好的可燃毒物。结果表明,采用富集同位素157Gd、167Er和B4C作为可燃毒物时,几乎无反应性惩罚;当采用PACS-J和231Pa作为可燃毒物时,因其自身特性,在寿期末不仅未造成反应性惩罚,且延长了组件寿期,提高了燃料利用率;PACS-J与慢燃耗可燃毒物组合,可获得更优的反应性曲线。由本文结果可知,板状燃料组件可以选用富集同位素157Gd、富集同位素167Er、B4C、231Pa和PACS-J作为可燃毒物,可燃毒物组合可以选用PACS-Er和PACS-Pa两种组合方案。     

我国核电发展中少数锕系核素积累量预测

根据我国核电发展设想对核电站乏燃料中少数锕系核素的积累量进行预测。计算了10 0 0MW级核电站卸料和贮存冷却一定时间后乏燃料中各种少数锕系核素的相对含量 ,以及平均每年产生的少数锕系核素的质量。对乏燃料中各种少数锕系核素随贮存时间延长后质量的变化特性进行了分析。最后给出了针对我国核电发展设想方案的少数锕系核素积累量预测结果。     

长寿期板状压水堆组件可燃毒物装载形式选型研究

板状压水堆在长寿期反应堆中具有较好的应用前景。针对长寿期板状压水堆的需要,对中子学性能较好的4种可燃毒物：¹⁵⁷Gd₂O₃、¹⁶⁷Er₂O₃、²³¹Pa₂O₃和PACS-J开展可燃毒物装载形式选型研究,筛选出中子学性能较优的装载形式。研究结论为：针对不同可燃毒物采用不同装载形式,可以更好地满足长寿期板状压水堆的综合要求;对于中子学性能较优的可燃毒物,¹⁵⁷Gd₂O₃和¹⁶⁷Er₂O₃可采用可燃毒物与燃料均匀混合的装载形式;²³¹Pa₂O₃可采用包壳中掺杂可燃毒物的装载形式;PACS-J可采用可燃毒物以颗粒形式与燃料混合的装载形式。     

可燃毒物对超临界二氧化碳反应堆组件反应性扰动特性研究

为探究可燃毒物对超临界二氧化碳反应堆组件反应性扰动特性,以得出稳定安全的反应性控制方法。本文提出了2类7种不同的可燃毒物布置模型,通过研究不同可燃毒物装载下组件的反应性变化,针对不同布置得出了通过调节可燃毒物消耗速度的反应性控制方法：①通过混合棒的聚集排布;②在一定的排布形式以及装载量下可以通过调节H配比,可以很好地实现反应性控制,如采用¹⁰B丰度为3%的B₄C可燃毒物装载,H配比为17.5时,反应性波动仅为2600pcm(1pcm=10⁻⁵)。得到了可燃毒物对超临界二氧化碳反应堆组件反应性扰动影响规律,提出了反应性控制方法。     

堆芯燃料组件中可燃毒物配置的优化(英文)

研究了200MW核供热堆(NHR-200)初始堆芯装料的可燃毒物配置的最优化问题。以最小功率峰因子为目标函数,可燃毒物的质量分数为控制变量。采用可变容差法求解非线性规划问题,得到了一个有参考价值的堆芯布置方案。该优化方法可用于反应堆物理设计中。     

几种锕系核素α粒子辐射几率

用半导体α谱仪测量了电沉积法制备的＾２３３Ｕ、＾２４３Ａｍ、＾２４１Ａｍ、＾２４４Ｃｍ以及＾２４２Ｃｍ５种α放射源的α能谱，用多重峰α能谱分析程序ＭＵＬＴ对所测α能谱进行非线性分析，获得了这几种核素发射α粒子的辐射几率。有关强的α粒子的结果与文献报道值基本相符。     

可燃毒物组件抓具导向装置的设计改进

导向装置是可燃毒物组件抓具的设计要点之一,在可燃毒物组件提升和下降过程中,通过联动实现可靠、安全、准确地开合动作,完成导向可燃毒物棒束的功能。传统的设计采用四连杆机构,推杆较长且机构较复杂,本文介绍的导向装置采用直线凸轮与滚子机构,并用三维软件做了相应的运动学和动力学仿真、验证和比较,结果表明,设计改进是合理可行的。     

环境样品中锕系核素α谱的同时测定问题

本文分析了环境中有测量意义的锕系元素α衰变参数，介绍了同时测量环境中锕系α核素的化学分离、电沉积制源和谱分析方法，并对测量干扰和方法应用进行了分析。