铀-水体积比对混合能源堆中子学性能的影响

介绍输运燃耗耦合程序MCORGS的理论模型,利用MCORGS研究铀-水体积比对混合能源堆中子学性能的影响。研究表明,采用天然铀为裂变燃料,且铀-水比为2:1时,可实现较高的能量放大,保持氚自持,中子学性能可以维持100 a以上;采用压水堆乏燃料时,铀-水比的选择余地更大,能量放大和产氚能力提高,但燃料增殖能力下降。     

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。     

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。     

聚变裂变混合发电堆水冷包层中子学设计分析

主要针对聚变裂变混合发电堆FDS-EM水冷包层的能量倍增因子M和氚增殖率TBR等中子学参数进行优化计算。FDS-EM包层主要设计目标是在氚自持的基础上获得约1 GW的电功率,并且尽可能长时间连续运行不换料。通过初步设计分析给出一个使用核废料(压水堆卸出的废料钚、锕系加上贫铀)作为裂变燃料,能够实现氚自持、能量倍增因子约为90等设计目标,且连续运行至少10年不换料的中子学方案。     

聚变-裂变混合能源堆球模型中子学对算研究

利用蒙特卡罗程序和自主开发的蒙特卡罗-燃耗耦合程序MOCouple-s,对北京应用物理与计算数学研究所提出的聚变-裂变混合能源堆球模型进行了对算研究。对初始时刻及各燃耗时刻下的有效增殖因数、能量倍增因子、氚增殖比、中子源强度等堆芯参数进行了比较,结果总体符合较好。对寿期末重要核素的成分进行了详细比较,除个别核素外,偏差很小,表明所采用的计算程序与核参数库一致性良好。对核参数库的选择、铀水体积比等对燃耗计算结果的影响进行敏感性分析,并对外中子源驱动的次临界堆芯的燃耗计算进行详细讨论,提出可行的燃耗计算基准。     

混合能源堆裂变包层核燃料成本分析

混合能源堆裂变包层燃料管理策略是:对乏燃料做后处理,得到的回收燃料作为下一循环的燃料,据此开展裂变包层的燃耗性能分析。在此基础上建立了针对混合能源堆的燃料循环成本分析模型:建立核燃料循环图,进行物料衡算,并分析燃料管理方案的单位发电量的燃料消耗量,根据市场价格,得到最终的核燃料成本。根据燃料循环成本分析结果,对影响较大的因素,如天然铀采购单价、乏燃料后处理单价、燃料制造单价等参数进行敏感性分析,得到燃料成本根据各价格参数变化规律。     

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。     

聚变裂变混合堆中子学分析软件开发

聚变中子源驱动次临界系统具有系统结构复杂、中子能谱跨度大等特点。借鉴传统反应堆2步法的基本思想,开发适用于次临界系统设计计算的中子学分析软件——NAPTH。NAPTH的组件计算由DRAGON4程序完成,堆芯计算使用MCNP程序的多群功能完成。验证结果表明,NAPTH对IAEA ADS基准题的计算结果和其他国家的计算结果符合很好;对于压力管式聚变裂变混合堆,程序具有较高的计算精度和计算效率,适合压力管式混合堆的设计计算。     

聚变-裂变混合堆水冷包层中子物理性能研究

研究直接应用国际热核聚变实验堆（ITER）规模的聚变堆作为中子驱动源,采用天然铀为初装核燃料,并采用现有压水堆核电厂成熟的轻水慢化和冷却技术,设计聚变-裂变混合堆裂变及产氚包层的技术可行性。应用MCNP与Origen2相耦合的程序进行计算分析,研究不同核燃料对包层有效增殖系数、氚增殖比、能量放大系数和外中子源效率等中子物理性能的影响。计算分析结果显示,现有核电厂广泛使用的UO₂核燃料以及下一代裂变堆推荐采用的UC、UN和U₉₀Zr₁₀等高性能陶瓷及合金核燃料作为水冷包层的核燃料,都能满足以产能发电为设计目标的新型聚变 裂变混合堆能量放大倍数的设计要求,但只有UC和U₉₀Zr₁₀燃料同时满足聚变燃料氚的生产与消耗自持的要求。研究结果对进一步研发满足未来核能可持续发展的新型聚变-裂变混合堆技术具有潜在参考价值。     

铀基混合堆次临界能源包层瞬态动力学分析

采用有限元分析软件对铀基混合堆次临界能源包层及其支撑固定结构的相关零部件开展了瞬态冲击分析,得到了各零部件相关结构的最大应力值、应力分布云图和变形分布云图;并按相应的评价准则进行结构的强度和刚度校核,计算结果表明次临界能源包层各零部件能够满足计算工况下的强度和刚度要求。     

聚变—裂变混合能源堆燃料管理方案设计研究

本文根据聚变-裂变混合能源堆方案设计和燃料组件功率分布的特点,利用自主开发的蒙卡-燃耗耦合程序,开展了详细的燃料管理方案设计研究,分别设计了整体后处理的燃料管理方案、双循环燃料管理方案以及分批燃料管理方案,针对这些类型的燃料管理方案,进行了燃耗分析计算,研究了各种燃料管理方案下各区燃耗及主要裂变核素成分随燃耗的变化。根据各燃料管理方案的主要特点和计算分析结果,对比总结了它们的优点和缺点。本文为今后的聚变-裂变混合能源堆提供了燃料管理上的建议,也为进一步的经济性分析优化研究打下了基础。     

聚变－裂变混合堆安全性初探

对聚变－裂变混合堆的安全性进行了初步分析和探讨．主要利用改进后的混合堆放射性程序ＦＤＫＲ对混合堆产生的核废物及放射性进行计算，并将结果与压水堆、高温气冷堆和液态金属冷却快中子增殖堆进行了比较。结果表明，混合堆与裂变动力堆相比有较好的安全性。     

聚变-裂变混合堆设计研究

利用MCNP5和MONK9A程序对聚变驱动裂变混合堆进行了初步研究,在等离子体第1壁外侧依次包覆长方体形状的燃料组件和产氚组件,形成裂变堆芯包层和产氚区.对分别装载贫铀、天然铀、贫铀MOX和天然铀MOX等4种燃料的混合堆进行了研究分析,其中,后两种燃料在整个运行寿期内的功率放大倍数和氚增殖比满足设计要求.通过随燃耗变化的同位素含量分析,初步探讨了混合堆的铀-钚燃耗循环策略.     

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。