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。     

加速器驱动的次临界系统快堆次锕系核素非均匀布置堆芯的中子学研究

运用MCNP与ORIGEN2耦合计算程序COUPLE，对加速器驱动的次临界系统（ADS）钠冷金属燃料快堆堆芯进行稳态与燃耗计算，比较分析次锕系核素（MA）非均匀布置堆芯与均匀布置堆芯在MA嬗变效果与反应性参数方面的差异。计算结果表明，对比均匀布置，非均匀布置具有更高的MA嬗变率与嬗变支持比，在反应性参数方面导致多普勒效应与有效缓发中子分额降低，钠空泡效应增大，在堆芯功率分布与加速器束流功率方面没有明显变化。     

钠冷氧化物燃料快堆嬗变MA研究

研究了次量锕系核素(MA)在钠冷氧化物燃料快堆中嬗变的基本物理特性。结果表明,MA核素加入堆芯燃料中后对堆芯动态参数和反应性反馈会产生显著的影响,如:βeff会有所减小、多普勒负反馈会显著减弱以及钠空泡反应性正反馈会显著增强。添加MA所带来的收益是燃耗反应性损失减小,且一定量的MA被嬗变掉,同时MA裂变也有相应的能量产出。MA嬗变的本质在于MA的焚毁,MA的焚毁比消耗与其所占全堆的裂变份额(包括由其转换的238Pu的裂变)成正比,为此相同MA裂变份额下的堆芯安全参数成为MA嬗变快堆设计的关键点。研究表明,堆芯小型化能够有效地减小堆芯的钠空泡反应性正反馈,同时对MA的焚毁比消耗影响较小。     

加速器驱动次临界嬗变堆的参数敏感性分析

采用自主开发的加速器驱动次临界堆芯稳态分析程序LAVENDER,对加速器驱动次临界系统(ADS)的冷却剂种类、堆芯次临界度、燃料组件几何尺寸以及堆芯热功率进行敏感性分析。计算结果表明,针对加速器质子束流、次锕系核素(MA)嬗变率或热工安全裕量等单一堆芯性能参数进行优化时,往往导致其他堆芯性能参数的恶化。因此在ADS堆芯设计时,应做出折中选择以平衡不同设计目标参数。     

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。     

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...     

加速器驱动的次临界系统初步概念设计

基于初始Pu装载对加速器驱动的次临界系统(ADS)嬗变次锕系核素（MA）的影响,提出了6种采用(TRU-10Zr)-Zr*弥散体燃料的ADS概念设计方案。运用MCNP与ORIGEN2程序对ADS嬗变MA堆芯进行稳态与燃耗计算,比较分析MA的嬗变效果、有效增殖因数k_eff、质子束流流强I_p与初始Pu含量的关系。计算结果表明：随着初始Pu含量的增加,MA的嬗变率减小,初始I_p增大;初始Pu含量小于33%,k_eff随时间的变化是先增大后减小,大于33%后一直减小,且随着初始Pu含量的增加,k_eff减小得更加明显。故初始钚含量为33%的方案为最佳,其k_eff的相对变化不超过1%,I_p小于20 mA,MA嬗变率高达28.06%,嬗变支持比为29.23,满足初步设计要求。     

MOX燃料模块快堆的嬗变研究

介绍了模块快堆的堆芯概念方案和模块快堆的嬗变特性 ,并论述了在适当时候引入模块快堆对削减我国次锕系核素积累量增长的作用     

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。     

加速器驱动系统的燃料选择

对装载不同增殖材料的现实加速器驱动系统(ADS)的安全及嬗变超铀核素特性进行研究。分别 以(U,TRU)O2和(Th,TRU)O2作为堆芯燃料,先用LAHET和MCNP程序对ADS进行稳态模拟计 算,再耦合MCNP和ORIGEN2程序计算燃耗过程中的核素密度变化。结果显示,装载钍基燃料的 ADS对超铀核素的嬗变效果较好,且在燃耗过程中其反应性和质子流强波动较小;装载铀基燃料的 ADS则具有更安全的多普勒效应和缓发中子有效份额。总体来看,如果需要堆长时间安全嬗变超铀核 素,装载钍基燃料会取得更好的效果。     

利用超长寿命快堆嬗变亚锕元素的特性研究

对利用超长寿命快堆（ＵＬＬＦＢＲ）嬗变高放核废物亚锕元素（ＡＭｓ）的堆芯物理特性进行了初步分析,得出了在ＵＬＬＦＢＲ中适当布置ＡＭｓ,既可以嬗变ＭＡｓ,又可改善超长寿命反应堆的物理特性这一结论。     

Actinide reformer concept

The partitioning and transmutation technology is effective to reduce the environmental impact from disposition of high-level radioactive wastes and improve the efficiency of geological disposal. However, Am and Cm and their daughter nuclides are difficult to handle in the fuel cycle because of their high decay heat and radioactivity. These nuclides also give the chemical instability which harms the soundness of fuel pellet properties.

We propose a new system concept “actinide reformer”, which reforms Am and Cm into Pu by neutron capture reactions and decay. Am and Cm are separated from the PUREX reprocessing process and converted to chloride molten-salt fuel. Using liquid-type fuel, above mentioned defects can be compensated. Actinide reformer is an accelerator-driven system which is composed of a 10 MW-class cyclotron, a tungsten target and a subcritical core. Spent molten-salt fuel is reprocessed as an on-line fuel exchange manner to extract fission products and recover Pu to send back to a power generation cycle. The decay heat and neutron emission from the fuel with recovered Pu are smaller than those of MOX fuel with 5% of minor actinide addition. It expects no significant engineering difficulties and cost increase for construction of MOX fuel based reprocessing/fabrication plant and power reactors.     

Transmutation characteristics of minor actinides in a low aspect ratio tokamak fusion reactor

The transmutation characteristics of minor actinides in the transmutation reactor of a low aspect ratio (LAR) tokamak are investigated. One-dimensional neutron transport and burn-up calculations coupled with a tokamak systems analysis were performed to determine optimal system parameters. The dependence of the transmutation characteristics, including the neutron multiplication factor, produced power, and the transmutation rate, on the aspect ratio A in the range of 1.5–2.0 was examined. By adding Pu239 to the transmutation blanket as a neutron multiplication material, it was shown that a single transmutation reactor producing a fusion power of 150 MW_th can destroy minor actinides contained in the spent fuels for more than 38 units of 1 GW_e pressurized water reactors (PWRs) while producing a power in the range of 1.8–6.8 GW_th.     

ADS靶区流场的数值模拟

采用通用的CFD/NHT软件PHOENICS 3.2和,BFC计算网格生成技术,对ADS靶件束窗下方有无导流板两种靶件结构冷态下的流场进行数值模拟。文章描述了靶区流场数值模拟的方法,给出了流场数值模拟的结果。     

快堆燃料组件热工流体力学计算研究

对于钠冷快堆,在燃料和包壳最高温度等设计限值下,为获得较高的堆芯出口温度,需深入分析燃料组件内的热工流体力学问题,准确预测组件内的冷却剂温度分布。本文在CRT模型和F.C.Engel等人工作的基础上,提出了ICRT压降关系式,用以计算冷却剂在湍流区、过渡流区和层流区的棒束压降;引入CRT模型和WEST对流传热模型,改进了SUPERENERGY子通道分析程序,并将改进程序与原程序计算结果进行了对比,结果表明：最热子通道出口温度略有降低,液膜温压略有增加;并用计算流体力学软件CFX对中国实验快堆单盒燃料组件活性段进行了三维数值模拟,将计算结果用CRT模型、ICRT压降关系式及改进后的SUPERENERGY子通道分析程序进行了验证,相互符合较好。     

快堆金属燃料的发展

国外早期快堆发展的燃料集中在金属燃料上,但金属燃料辐照肿胀严重,只能实现较低的燃耗深度,且较低的固相线温度和与包壳间的共晶温度又制约了金属燃料的实际应用。文章回顾国外金属燃料的发展和主要问题的解决方法,并总结金属燃料改进后可行的设计方案。随后整理早期、后期金属燃料的辐照经验,给出已验证的最大燃耗深度。