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钍在轻水堆中利用的研究 总被引:1,自引:0,他引:1
对钍-232在轻水堆中利用进行了研究。考虑到现行轻水堆改型的方便,以秦山核电厂反应堆参数为基础,只改变堆芯燃料组分,在可裂变材料总量不变的条件下,对不同钍-232装量进行了多方案研究。结果表明,由于钍-232吸收中子后的主要转换产物是铀-233,它在热堆中的η值比铀-235和钚-239的高,因此在同样初始过剩反应性情况下,随着钍-232装量的增大,燃耗的加深,堆内易裂变材料总生成量也随之增大,转换比提高,从而使堆芯寿期延长,节省了核燃料。可见钍是一种有前途的能源资源。此外必须指出,在所研究的参数条件下以钍-铀重量比0.25为佳。 相似文献
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轻水堆乏燃料和钍燃料的利用是解决乏燃料后处理问题和核燃料短缺的有效途径之一。本工作以ACR-700标准燃料为参考,研究了4种不同混合比例的轻水堆乏燃料及钍燃料在ACR-700中的k∞和燃耗。研究结果表明,将裂变产物分离后,轻水堆乏燃料的重锕系核素在ACR-700中可作为一很好的燃料;只要加入足够的启动燃料,钍燃料也可作为很好的转换燃料,使反应堆内生成233U的速率大于易裂变燃料的消耗速率,233U的生成对反应堆运行后期维持临界起重要作用。 相似文献
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里采夫地区为科拉半岛上铀矿最有价值的地区之一。这里共发现了一处矿床(里采夫矿床),5个大矿点(极地、陡崖、野湖、岸边、柯什卡牙伏尔)以及约40个其他铀矿化点。本文描述了里采夫地区地质,并介绍了该区内所发现的铀矿化的富集条件、构造和矿物成分特征等。铀矿化可划分为5种类型:(1)伟晶质花岗岩和石英-斜长-正长代岩中与奥长岩中的稀土-钍-铀矿化;(2)产于石英-钠长石-微斜长石交代岩中和石英-微斜长石交代岩中的钍-铀矿化;(3)产于绿泥石-钠长交代岩中与钠长岩中的铀矿化;(4)产于钠长石-水云母-绿泥石交代岩中的铀矿化;(5)产于陆相岩石中的稀土-磷-铀矿化。对于铀矿化与早、晚期卡累里早期活化作用以及与波罗的地盾海西期岩浆构造活化作用的联代关系的见解作了论证。 相似文献
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重水反应堆是一种重要的堆型。重水堆要占领更大的市场,将面临三个挑战,即降低成本、提高安全性和可持续发展。根据铀富集度的不同和燃料管理战略.燃料运行周期从60天到180天将轻水堆(LWR)乏燃料元件用于重水反应堆,是实现铀资源最佳利用的范例,而且混合氧化物(MOX)燃料也将引入重水反应堆。本文介绍了印度的先进重水堆,该堆率先采用了钍燃料;俄罗斯联邦正在开发高度安全的气冷重水慢化堆;加拿大在基于CANDU6成熟经验的基础上,开发出下一代重水堆Ng CANDU,功率为65MWe。在经济性和固有安全性和操作性能方面均有大的改进。 相似文献
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《国外核新闻》2002,(8)
印度开始了核能计划新阶段 【美国《核子周刊》2002年7月25日刊报道】 印度主管当局已经批准在Kalpakkam开始建造一个500 MW的原型快中子堆。预计该机组在2009年投入商业运行。该堆使用铀钚碳化物燃料(来自其现有的加压重水堆(PHWR)的反应堆用钚),有一个钍再生区,使易裂变的铀-233增殖。这将使印度宏大的钍计划进入第二阶段,并且准备利用印度丰富的钍资源最终实现“钍做燃料的反应堆”(实际上是用铀-233做燃料)。印度在Kalpakkam的小型快中子增殖试验堆自1985年开始运行。 捷克启动新的反应堆 【美国《核燃料》2002年5月27日报道】 捷… 相似文献
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依据放射性地球化学和成矿资料编制了科拉区的放射生态图。研究区广泛发育属于以铀-钍-稀有金属综合矿化建造为特征的一组铀矿点。即(1)碱性交代岩和霞石正长岩中铀-钍-稀土-稀有金属建造;(2)碳酸岩中铀-钍-稀有金属建造;(3)单矿物砂矿中铀-钍-稀有金属建造直接或间接(单矿物砂矿建造)与波罗的地盾东部古生代构造-岩浆活化有关的三种建造。 相似文献
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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。 相似文献
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【《日本原子》1989年3月号第4页报道】日本动力堆核燃料开发事业团(PNC)总结了日本原型先进热中子反应堆(ATR)10年的运行经验,并且累积了有关 ATR 的设计、建造和示范运行方面有价值的数据。普贤堆是一座重水慢化的轻水沸腾的压力管式反应堆,被称为第一座铀-钚混合氧化物燃料热中子反应堆。它的特点是,可采 相似文献
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数十年前,许多国家放弃了以钍代铀的想法,但是坚定的支持者们一直相信,钍燃料循环可以使核能成为更安全和可持续的能源。随着全球铀矿供应形势的日趋紧张和对恐怖主义担忧的日益加剧,业界再次兴起了关于钍燃料循环的讨论。 相似文献
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武器级钚(WGPu)与反应堆级钚(RGPu)可以分别从废旧拆除的核武器中以及轻水堆乏燃料中获得,二者均可以作为钍基燃料的驱动燃料。为对上述2种驱动燃料特性进行研究,利用DRAGONV4程序以及JEFF3.11-295群截面库进行反应堆物理计算。采用修正4因子公式对WGPu与RGPu驱动条件下的SB 6+3型组件初始无限增殖系数进行分析。同时,为确定WGPu与RGPu增殖性能最优的空间分离尺度和钍含量,进一步对比了不同空间分离尺度的SB型组件和MOX组件寿期末的233U质量。结果表明,钍含量相同时,WGPu具有较高的热中子裂变系数,导致其初始无限增殖系数和燃耗深度均大于RGPu,并且不随钍含量的大小而改变。RGPu作为驱动燃料的SB5+4-70%Th组件具有最优增殖性能。WGPu作为驱动燃料时,MOX型组件233U质量大于SB型组件,并在70%钍含量时达到最大值。 相似文献
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本文概述了非增殖轻水钍反应堆的性质和特点,尤其是与铀堆相比的许多优点。文中还介绍了钍堆堆芯的设计工艺、芯内燃料消耗量的调节、放射性监控系统、防止扩散的能力及其因素,以及乏燃料的贮存和处置等问题。 相似文献
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【PRIMENEWSWIRE网站2006年8月16日报道】北美能源集团公司2006年8月16日宣布与俄克拉荷马州塔尔萨(Tulsa)市私营Bayport公司签署了一项协议,拟在北美能源集团内部成立一个钍研发部门,专门负责研发以钍为燃料的核电设施和钍电池的研究与开发工作。作为协议的一部分,Bayport公司可以在分别位于爱达荷州和犹他州的两处场址建设新的钍燃料核电厂。此外,将有3名顶级核研究科学家参与北美能源集团的钍研发工作,他们都是铀钍发电以及长寿命燃料电池领域的世界知名专家。钍作为一种反应堆燃料的优势包括:钍在地壳中的储量远比铀丰富而且其使… 相似文献