用于轻水堆的钍燃料——核动力燃料循环扩散的前景下降

用钍作为核燃料的增生成分可以大幅度降低轻水堆燃料循环的扩散的可能性。钍应用带来的主要挑战在于设计出一种必须能够防止扩散、经济上又可行的堆芯和燃料循环。本文介绍了拉德考斯基钍反应堆(RTR)设计对此一挑战的回答。迄今为止,这种设计已用于俄罗斯1000MW压水堆,名为VVER-1000的设计。初步参考设计的主要成果如下: (1)与现有的VVER设计相比,RTR乏燃料中的钚含量减少了80%; (2)RTR一钚的同位素成分极大地提高了预知核爆炸并使之降低能级的概率; (3)极高含量的23sPu可导致相当多的热辐射,使得以RTR～Pu为基础的(钚基)爆炸装置设计上更为复杂; (4)再处理和再利用RTR乏燃料中的可裂变成分,其经济上的刺激减少了。对于RTR堆芯和循环来说,一次性循环在经济上最为合理; (6)综合上述各项因素来看,以RTR燃料替代当代核反应堆用的标准(铀基)燃料可以造成防止核武器扩散的强大屏障。这一屏障连同现有的防护措施和手段,足以将民用核动力与军用核动力截然分开; (6)RTR设计适用于现有核电厂,可保证其经济可行性; (7)与标准的VVER燃料相比,这种循环在废物处置要求、天然铀需求及其制造费用方面都有所降低,其燃料循环成本大约降低20％。     

轻水堆乏燃料后处理铀可直接用作坎杜堆燃料

【美国《核新闻》1989年第32卷第8期第60页报道】来自轻水堆的后处理铀能够直接在坎杜重水堆再循环,而不必象轻水堆再循环方案那样要经过再浓缩。这是加拿大原子能有限公司(AECL)在乔克河实验室进行研究所得的结论。从压水堆燃料后处理回收的铀具有0.9%的浓缩度,值得在坎杜堆进行直接再     

氚在轻水堆燃料后处理流程中的行为和控制

近十年来核动力工业发展迅速,预计到本世纪末,全世界核电容量可达十亿kW。随着核工业发展,核反应产生大量的氚,如不加以控制将严重污染环境。已经召开过多次国际会议来讨论氚的处理问题。各国在氚的控制和处理方面进行了大量的研究工作。本文主要讨论轻水堆燃料后处理流程中氚的行为和控制。     

轻水堆燃料组件计算程序包TPFAP

TPFAP是一个同时适用于PWR和BWR的穿透几率法燃料组件燃耗计算程序包。它首先利用碰撞几率方法在库能群结构下完成三区或四区圆环几何的栅元输运计算。载钆燃料棒或硼棒可燃毒物栅元的有效吸收截面由微燃耗程序CMB产生,两维穿透几率法组件计算是在(x,y)几何下进行。基模计算用来考虑中子泄漏修正。根据反应率等效,计算组件等效扩散参数。在每一燃料棒和可燃毒物棒进行燃耗计算,TPFAP给出每一燃耗步的组件和栅元少群截面、功率分布,提供核设计和安全分析所需参数。     

进展中的日本轻水堆后处理厂

日本位于Ｒｏｋｋａｓｈｏ的后处理厂的建设始于１９９３年４月，其乏燃料贮存池计划于１９９６年投入使用，而其后处理装置则按２１世纪初期开始现役运行的目标正在建设中。     

ACR-700核电厂小破口失水事故分析

针对加拿大AECL最新推出的ACR-700先进重水堆核电厂设计,建立CATHENA MOD3.5d重水堆热工水力系统分析程序的分析模型,并用该程序进行小破口失水事故下热传输系统和反应堆热工水力瞬态特性分析.主要分析重水堆核电厂对应反应堆入口集管、热传输泵吸入段及反应堆出口集管3种不同破口位置的典型的最不利事故工况,确定了导致最不利事故后果的破口面积,并给出主要的计算分析结果.     

轻水堆核燃料后处理技术的进展

评述和讨论了有关分离过程,溶剂萃取设备,燃料元件溶解,Purex过程U和Pu的分配,Purex过程中Np和Tc的分离,用过溶剂的再生,以及硝酸铀酰直接脱硝过程的进展。     

轻水堆燃料棒的液态金属结合型间隙

为提高间隙热传导率,建议将液态金属用传统轻水堆棒的间隙填充材料以取代原来的氦气。此概念的可能应用范围包括动力堆燃料棒、专门目的试验堆实验棒以及混合氧化燃料棒。已开发出一种新颖的制造方法来确保将液态金属均匀地填充到燃料和微棒包壳之间的间隙中。     

世界各国轻水堆钚利用情况

【日本《原子能视野》 1999年 4月号第16— 2 0页报道】　世界上有 33座核电站采取 MOX燃料自从 196 3年比利时的 BR- 3反应堆(PWR,10 MW)首次装上混合氧化物(MOX)燃料以来 ,以法国、德国、瑞士、比利时等欧洲诸国为中心 ,在过去的 30多年中也相继使用 MOX燃料。到 1998年 12月末为止 ,法国有 17座、德国有 10座、瑞士有3座、比利时有 2座、日本有 1座共 33座核电站装上了 MOX燃料。除此之外 ,获得装载 MOX燃料许可证的机组和计划装载 MOX燃料的机组有 :法国 11台 (获得许可的 3台 ,计划中的 8台 ) ,德国 1台 (获得许可 ) ,瑞士 2…     

Electrolytic Reduction of Spent Light Water Reactor Fuel Bench-Scale Experiment Results

A series of experiments were performed to demonstrate the electrolytic reduction of spent light water reactor fuel at bench-scale in a hot cell at the Idaho National Laboratory Materials and Fuels Complex. The process involves the conversion of oxide fuel to metal by electrolytic means, which would then enable subsequent separation and recovery of actinides via existing electrometallurgical technologies, i.e., electrorefining. Four electrolytic reduction runs were performed at bench scale using ～500 ml of molten LiCl–1 wt% Li₂O electrolyte at 650°C. In each run, ～50 g of crushed spent oxide fuel was loaded into a permeable stainless steel basket and immersed into the electrolyte as the cathode. A spiral wound platinumwire was immersed into the electrolyte as the anode. When a controlled electric current was conducted through the anode and cathode, the oxide fuel was reduced to metal in the basket and oxygen gas was evolved at the anode. Salt samples were extracted before and after each electrolytic reduction run and analyzed for fuel and fission product constituents. The fuel baskets following each run were sectioned and the fuel was sampled, revealing an extent of uranium oxide reduction in excess of 98%.     

Feasible Region of Design Parameters for Water Cooled Thorium Breeder Reactor

The performances of a light water cooled thorium breeder reactor have been investigated. A feasible region of fresh fuel enrichment and moderator to fuel ratio (MFR) is found to satisfy the constrains of criticality, breeding, and negative void coefficient for several burnups of discharged fuel. The equilibrium fuel cycle burnup calculation has been performed which is coupled with the cell calculation. The MFR is changed to investigate its effect to the breeding capability and void reactivity coefficient profile for different average discharged burnups. For moderated cases, the conversion ratio (CR) decreases with increasing burnup and MFR. The ratio of fissile inventory in equilibrium core to the initial fissile loading (FIR) has the maximum value at certain burnups depending on the MFR and its value increases with the decreasing MFR. Considering to the breeding capability of the reactor, for burnups of equal to 30 GWd/t or higher, the MFR ≤ 0.3 is needed. For the larger MFR and lower burnups, the void reactivity coefficient becomes more negative with an increasing void fraction. The most negative value of the void reactivity coefficient is obtained at MFR = 0:3.     

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。     

混合堆增殖乏燃料组件中子学特性初步研究

本文主要对聚变-裂变混合堆增殖乏燃料在压水堆组件中使用的可能性进行了初步研究。根据聚变 裂变混合堆增殖乏燃料的特点,给出了的聚变-裂变混合堆增殖乏燃料压水堆组件设计方案,分析组件的燃料温度系数、慢化剂温度系数等参数。结果表明：聚变 裂变混合堆乏燃料组件的特性与全铀组件的特性相似。在相同的易裂变同位素质量百分比情况下,本文给出的组件设计方案的功率不均匀系数更小。研究结果可为未来实现聚变 裂变混合堆和压水堆联合循环系统提供技术支持。     

钠冷快堆乏燃料组件自然循环冷却瞬态过程的数值模拟研究

应用Fluent程序,对处于氩气中的钠冷快堆乏燃料组件自然循环冷却瞬态过程进行了三维数值模拟。计算获得了乏燃料组件内部冷却剂通道和外部区域的热工水力学现象及变化规律。结果表明:利用标记区域分割方法,将燃料棒间隙网格划分为绕丝网格和绕丝周边流体域网格,能在棒束区生成高质量结构化网格;在氩气自然循环冷却瞬态过程中,棒束区内子通道氩气流量增加速度落后于边子通道,内子通道升温更快;乏燃料组件棒束区温度在轴向呈现中心高、边缘低的分布特征;为避免包壳温度超过设计值,乏燃料组件处于氩气中的时间不宜超过6min。     

轻水堆燃料关联核素的特征比值与乏燃料堆型的辨别

应用燃耗分析程序MCCOOR计算压水堆和沸水堆的栅元模型满功率运行时2种不同初始燃料富集度情形下不同燃耗深度的燃料核素成分，分析轻水堆燃料的关联核素比值与燃耗深度的关系，获得了轻水堆燃料的关联核素特征比值，并探索了由乏燃料相应核素特征比值确定其堆型的可行性。      

10MW高温气冷堆乏燃料元件的贮存

10MW高温气冷堆（HTR-10）在设计寿命内共卸出约9万个乏燃料元件，其放射性裂变产物的活度高达1.0×10¹⁶Bq，必须妥善处置。HTR-10乏燃料元件卸在密封和屏蔽的乏燃料罐内，每罐可容纳2000个乏燃料元件。这些罐暂存在反应堆建筑物最底层的乏燃料暂存库内，在库内采取通风冷却。若干年后，通过转运小车运至反应堆大厅竖井下方，再用大厅吊车从竖井吊至地面，最后用卡车运至最终贮存库。     

CARR乏燃料在49-2游泳池式反应堆使用的堆芯方案研究

49-2游泳池式反应堆（简称49-2堆）在我国研究堆领域有不可替代的优势。中国先进研究堆（CARR）的平均卸料燃耗仅有32%~33%,远低于燃料考验达到的最大燃耗71.8%,有继续使用的潜力。根据49-2堆各系统、应用需求和CARR乏燃料的特点,研究了CARR乏燃料在49-2堆直接再使用的堆芯方案,计算了物理和热工参数,并进行了典型事故分析。结果表明：新设计的5 MW堆功率适中,满足反应性控制、温度、压力、温度系数、屏蔽等方面的安全要求;在主要的设计基准事故下堆芯是安全的;在中子注量率的大小和均匀性、辐照孔道有效长度、燃料温度、换料周期等方面优于现49-2堆,满足后续科研生产需求。     

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...