共查询到20条相似文献,搜索用时 15 毫秒
1.
2.
托卡马克实验混合堆 FEB 嬗变 MA 可行性研究 总被引:2,自引:0,他引:2
研究了在聚变实验混合堆FFB设计中,嬗变长寿命放射性少锕系(MA,MinorAc-tinides)核废物的可行性。应用改进的一维中子输运和燃耗计算程序BISON3.0,完成了嬗变中子学与核素贫化计算。研究了核废物的嬗变率与辐照时间、包层厚度和废物装载量的关系,并对系统有关参数的选择进行了优化设计。结果表明,该设计(MA+Pu)可年嬗变处置来自55座相同功率的PWR卸出的MA核废物,同时输出热功率5.4GW(th)。 相似文献
3.
4.
聚变-裂变混合堆中子学积分实验 总被引:1,自引:1,他引:0
中国工程物理研究院核物理与化学研究所承担了聚变-裂变混合堆中子学积分实验任务,建立了基准实验装置,进行了造氚率、造钚率、裂变率、中子倍增率与泄漏中子能谱测量。中子倍增率实验误差达到±2.8%,实验值与ENDF/B4、ENDF/B6计算值作了比较。提出了下一步实验的建议。 相似文献
5.
在聚变驱动次临界堆的多功能核废料嬗变包层中,长寿命锕系废料的嬗变处理是中子学设计中非常关心的问题。利用FDS课题组开发的多功能中子学程序系统VisualBUS1.0,针对该系统燃耗计算过程具有多变量和多目标函数复杂关系的特点,应用遗传算法对嬗变包层的锕系废料嬗变区的初装料量进行了优化处理,使其在一定的物理和工程参数约束下,指导嬗变区的装料份额取值,分析嬗变区的装料份额对锕系废料的年燃耗深度等参数的影响。 相似文献
6.
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 总被引:1,自引:0,他引:1
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。 相似文献
7.
基于聚变实验装置近期可达到的堆芯DT等离子体参数水平,在一维燃耗计算和优化分析的基础上,验证了氚自持、年约处理29 个同等热功率压水堆年产的长寿命锕系元素和一定数量裂变产物的次临界聚变嬗变堆带有双冷却系统高性能包层的中子学可行性,并给出了初步的设计方案。 相似文献
8.
在聚变堆中嬗变~(237)Np的研究 总被引:2,自引:0,他引:2
研究了在聚变堆中嬗变长寿命的锕系元素 ̄(237)Np,以及转换 ̄(237)Np成为可裂变燃料 ̄(239)pu的物理可行性。探讨了在嬗变包层中 ̄(237)Np的浓度、 ̄(239)pu的中于增殖率、中子壁负载的变化以及嬗变区厚度与 ̄(237)Np嬗变率的关系。给出的研究计算结果表明,在1个聚变功率为200MW,中子壁负载为1.0MW/m2的聚变堆包层中,实现年嬗变 ̄(237)Np约3.5t,年平均产钚量约20kg是可行的。 相似文献
9.
10.
11.
12.
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。 相似文献
13.
14.
【英国《国际核工程》2002年8月刊报道】未来聚变堆所面临的最大挑战是如何约束等离子体。电磁模拟在托卡马克聚变堆的设计中起着很大作用。通过计算偏滤器(控制等离子体粒子耗尽和功率在机器中转移的装置)中的涡流,电磁模拟在托卡马克聚变堆设计中起主要作用。对聚变点火研究实验(FIRE)的预先设计研究正在进行之中,以评价在近期是否能对自加热等离子体有更多的科学认识。主要问题之一是设计能承受被击穿的等离子体面对部件,在此处等离子体压力和环向电流会很快弱化。在这些瞬间产生的涡流相当大,产生的应力足以损坏等离子体面对部件。美… 相似文献
15.
16.
小球形托卡马克嬗变堆堆芯参数分析 总被引:1,自引:0,他引:1
本文探讨作为聚变能中间应用的一种可行性 :利用低环径比球状托卡马克堆的高能聚变中子嬗变核电站的核废物。计算了堆芯等离子体物理参数、中心柱增益并进行参数学分析、几种可能的电流驱动方案比较和中心柱冷却方案设计及其计算。为了减轻偏滤器和第一壁材料的要求 ,我们有意选择较低堆芯物理参数 ,较低的中子壁负载运行。结果表明中心柱增益较低。建议从理论上探索研究由球状托卡马克等离子体顺磁性 ,建立一个无力球马克极向电流壳为中心区提供大部分或全部Bt,旨在建立无中心柱的低径比球状托卡马堆。如果可行 ,它的性能将会大大改善 相似文献
17.
18.
19.