热堆中钍铀转化规律

钍铀燃料循环以其优异的物理和化学特性,受到核能界的广泛关注。本文利用单群的点燃耗计算程序ORIGEN,分别研究了钍燃料在沸水堆(Boiling Water Reactor, BWR)、压水堆(Pressurized Water Reactor, PWR)和加拿大重水铀反应堆(Canada Deuterium Oxide Uranium, CANDU,又称坎杜堆)能谱中辐照时,232Th、233Th、233Pa、233U等核素生成量随中子注量率和中子能谱的变化规律,并探索了多次“辐照-冷却”循环对钍铀转化率的影响。计算结果表明,能谱相同时, 233Th和233Pa存量的最大值与注量率有关;233U存量的最大值与注量率无关,大概在注量（注量率×时间）为4×1016 n?cm?2左右;注量率相同时,能谱越硬,233U存量的最大值越大。采取循环“辐照-冷却”可以提高233Th-233U的转化率,对于相同的总辐照时间,每次循环周期内的辐照时间越短,相对于总辐照时间相同的单次辐照,转化率增量提高越明显;当总辐照时间超过两个月时,循环辐照对转化率增量的作用较小,与单次辐照不冷却相比,转化率相对增量不超过1倍。     

2 MWt液态燃料钍基熔盐实验堆滞留盘管优化设计

液态燃料钍基熔盐实验堆滞留盘管是熔盐堆尾气处理系统的重要核安全级设备,为尾气中短寿命核素衰变提供封闭环境,同时去除衰变热,降低其后碘吸附床和活性炭吸附床的温度。本文介绍了业主提供的2 MWt液态燃料钍基熔盐实验堆滞留盘管原设计方案中存在的问题及结构优化后的新设计方案。优化后的滞留盘管设计方案具有散热性好、泄漏点少（焊缝少）、容易施焊、便于检测监控维修、用材少等优点,具有较好的可靠性和经济性。     

2 MW液态钍基熔盐实验堆气载放射性流出物近场扩散的数值模拟

气载放射性流出物在近场范围内的扩散是核设施环境影响评价研究的重要内容之一,传统的高斯模型由于受到复杂建筑物的影响导致计算结果偏差比较大,不宜用于近场扩散的数值模拟。本文采用计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics, CFD)方法以2 MW液态钍基熔盐实验堆的拟定场址为研究对象,开展放射性气态流出物在近场范围内分布规律的研究,分析风速、烟囱高度、风向等参数对气态流出物大气弥散因子分布的影响。结果表明,对于高架排放,由烟羽抬升的影响使得风速越大近场范围的放射性核素大气弥散因子越高;在下风向建筑群迎风侧均易出现放射性核素集聚区,烟囱高度越低集聚现象越明显。本研究的结果可为熔盐堆场区辐射环境影响评价及建筑物的布局、核应急提供参考依据。     

应用中子活化分析技术测定铀和钍放射性同位素的α能谱内标法

开发了一种用~(238)U和~(232)Th作为内标的α能谱测定环境样品中铀和钍放射性同位素的新方法。应用中子活化分析技术精确地测定样品中的~(238)U和~(232)Th。将其他部分样品全部溶解,采用阴离子交换法分离铀和钍,制备为α能谱测定的电镀薄(低强度)源。从已知的~(238)U和~(232)Th质量浓度,求得它们的活度浓度,之后据α能谱,从U(~(234)U、~(236)U、~(238)U)和Th(~(228)Th、~(230)Th、~(232)Th)放射性同位素的比值中,获得同位素的绝对活度浓度。该方法的优点是对放射化学分离的化学回收率和α能谱仪的计数率都没有特殊要求。应用内标可以不需要外加昂贵的、经校准的放射性同位素指示剂(如~(232)U和~(229)Th)。用一些已检定的环境参考样试验了这种新方法,并且同外加放射性同位素指示剂的传统方法进行了比较。其优点是同标准方法相结合可获得一组独立的数据,用于质量控制。     

熔盐快堆Th-U燃料循环增殖性能分析

熔盐快堆是当前国际上关注的热点之一,本文基于堆芯结构双流体方案,即裂变熔盐燃料和增殖熔盐介质各自独立冷却循环,利用氟化或氯化熔盐中钍铀重金属盐高温下的高溶解度特性,获得熔盐快堆的高增殖。通过比较钍铀燃料循环熔盐快堆的三种可行性熔盐燃料方案(LiF+ThF_4+UF_4、NaF+ThF_4+UF_4和NaCl+ThCl_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ZrC中子反射层的尺寸影响、熔盐中~6Li和~(35)Cl同位素丰度的影响,以及熔盐密度误差对BR计算值的准确性影响、易裂变核素随反应堆运行时间演化等。在钍铀燃料循环熔盐快堆中,通过优化处理得到三种熔盐燃料方案的增殖比BR约为1.2。     

2 MW液态钍基熔盐实验堆主屏蔽温度场分析

反应堆主屏蔽是核反应堆的重要组成部分,用来有效降低反应堆运行时屏蔽体外的辐射剂量水平,以满足反应堆部件材料对辐射限制的要求。温度是影响反应堆主屏蔽性能的重要因素。针对2MWth液态熔盐堆(2-MW liquid-fueled molten salt experimental reactor,TMSR-LF1),采用MCNP软件获得功率分布后,利用Fluent软件对主屏蔽进行温度场计算。计算过程中利用Python语言编写了程序(MCNP to Fluent,MTF)来实现将MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)计算结果转换为功率密度的空间分布,以用户自定义函数(User-Defined Function,UDF)形式导入到Fluent,解决了MCNP计算结果不能直接导入到Fluent的问题,并分别计算了TMSR-LF1熔盐堆不同环境温度下的主屏蔽温度场分布情况。结果表明,在环境温度为5℃、18℃、25℃、30℃、35℃、40℃情况下,TMSR-LF1熔盐堆主屏蔽普通混凝土墙温度均低于要求限值,达到设计要求。     

液态燃料钍基熔盐实验堆主体装置厂房总体布置研究

为实现2 MW液态燃料钍基熔盐实验堆（TMSR）主体装置厂房的合理紧凑型总体布置设计,本研究根据熔盐堆堆型特征、顶层设计和系统功能需求,确定了主体装置厂房总体设计特征,探讨了TMSR关键设备及物项的相对位置特点;同时通过合理规划厂房功能分区和设备布置,最终得到了该厂房的总体布置方案。通过本项目的实施,为实现TMSR的系统集成以及验证提供了基础平台,为小型模块化钍基熔盐示范堆的设计和建设提供技术支持及经验。     

钍资源的核能利用问题探讨

分析了钍/铀燃料循环特点,评估了国际上钍资源利用研究开发现状和发展趋势,并试图按照科学发展观提出了我国钍资源核能利用的战略思考和钍/铀燃料循环前瞻性研究开发课题.     

使用均匀混合型燃料组件的压水堆钍-铀增殖循环研究

为提升压水堆燃料利用率,设计了一种包含适量²³²Th和²³³U的均匀混合型燃料组件。对该型燃料组件的核特性分析表明,其具备随燃耗增加k_inf下降更缓慢的特性,有利于堆芯获得更长的循环长度。以岭澳核电厂一号机组为例,对包含均匀混合型含钍燃料组件的堆芯进行了分析,结果表明,当前压水堆中采用均匀混合型含钍燃料组件是可行的,并且具备²³⁵U利用率高、堆芯循环长度长的优势。     

基于热堆的钍铀转换过程中232U生成的模拟计算

在钍铀燃料循环过程中生成的232U的衰变子体具有强放射性,对燃料循环具有重要影响。本工作采用ORIGEN2、SCALE5程序,以及基于Bateman方法编写的程序,分析了在不同条件下,热堆中钍反应生成232U的规律。一般情况下,232U主要由232Th的(n,2n)反应链生成,而在中子能谱更软情况下,230Th对232U生成贡献增大;CANDU型重水堆和压水堆的含钍燃料组件的燃耗计算结果表明,铀中232U含量随燃耗深度增加而变大,同时初始230Th/Thtotal大小直接线性影响卸料燃耗时232U/Utotal或232U/233U。