大型先进压水堆中次锕系核素嬗变特性

随着核电事业的快速发展,核电厂卸载的乏燃料越来越多。如何处置核电站乏燃料中的次锕系核素（MA）既是核燃料再利用的重要过程,又是闭式循环中的关键步骤。如果处置得当,不仅可以提高燃料的利用率,而且可以将MA变成同位素燃料电池、中子源等有用的核素。国际上认可的处置方法是分离-嬗变,但是嬗变MA的难点是嬗变堆型的选取和如何提高嬗变率。压水堆(PWR)是国内外最成熟的堆型和商业运行的主要堆型,也是现阶段最具有可能进行MA嬗变的堆型。于是,本文利用MCNP程序研究了压水堆嬗变MA的特性,通过研究MA嬗变棒的设计、添加位置和添加量等对压水堆堆芯有效增殖因子的影响,初步探索出最佳的压水堆嬗变MA的设计方案,为我国现阶段进行压水堆嬗变MA奠定了理论基础。     

球形环托卡马克堆嬗变中子学设计

高放废物的安全处置已经成为制约裂变能健康发展的关键问题之一，越来越受到国际社会的普遍关注。聚变．裂变混合堆可以用于增殖核燃料和嬗变处置来自裂变电站乏燃料中的长寿命放射性核废物。本文以球形环托卡马克ST作业驱动器，研究了嬗变处置高放废物HLW的物理可行性。     

混合堆共生系统核燃料循环模式情景研究

为计算混合堆在未来燃料循环过程中起到的作用,进行了混合堆共生系统物料平衡计算。根据我国核电发展现状和中长期发展规划及中长期(2030年、2050年)发展战略研究,并充分考虑了我国经济发展速度、人口数量和人均用电量,计算得到了2100年之前,我国核电机组装机容量。假定不同堆型搭配的混合堆共生系统核燃料循环的4种情景并建立对应的物料平衡模型进行计算。计算结果表明,压水堆、混合堆和快堆共生模式能最大限度的减少天然铀的需求和节约乏燃料处置费用。     

混合堆共生系统核燃料循环模式情景研究

为计算混合堆在未来燃料循环过程中起到的作用,进行了混合堆共生系统物料平衡计算。根据我国核电发展现状和中长期发展规划及中长期（2030年、2050年）发展战略研究,并充分考虑了我国经济发展速度、人口数量和人均用电量,计算得到了2100年之前,我国核电机组装机容量。假定不同堆型搭配的混合堆共生系统核燃料循环的4种情景并建立对应的物料平衡模型进行计算。计算结果表明,压水堆、混合堆和快堆共生模式能最大限度的减少天然铀的需求和节约乏燃料处置费用。     

氟盐冷却球床高温堆次锕系核素的嬗变研究

针对氟盐冷却球床高温堆(FHR)深燃耗的特征,研究了FHR嬗变次锕系核素(MA)的可行性。研究结果表明:(1) 优化后燃料球的参数为U-235富集度19.75%,UO₂与MAO₂质量比为18:1;(2) 燃料球在堆芯内的流速为4.59 cm/d、最深燃耗150 GWd/tHM;(3) 次锕系核素的总嬗变率为26.16%。其中,Np-237、Am-241、Am-243通过中子的俘获吸收到重核素、$\beta $衰变到裂变核素两条途径可有效嬗变,Cm-243、Cm-244、Cm-245由于轻核素的俘获吸收以及$\beta $衰变的积累效应,不能有效嬗变。     

不同燃料循环方案的可持续性与经济性分析

基于核燃料循环政策技术的成熟度,选取了一次通过循环方案(OTC)、单次复用循环方案(TTC)、快堆闭式循环方案(FRC)及混合堆闭式循环方案(HRC)四种典型的核燃料循环方案进行分析。采用平衡物质流模型对不同燃料循环方案的可持续性进行研究,基于平准化电力成本计算方法对不同方案的燃料成本和乏燃料处置成本进行分析。研究结果表明：闭式燃料循环可极大减少核废料产生; 燃料可自持的FRC方案及HRC方案可使用贫铀做燃料而不消耗天然铀; 仅考虑燃料成本和乏燃料处置成本时,HRC方案的经济性最高而TTC方案的经济性最差。     

铅冷快堆M2LFR-1000堆芯燃料管理方案设计

堆芯燃料管理是反应堆设计中极为重要而且复杂的工作,直接影响着堆芯的经济性。目前国内外对于压水堆等传统热堆已有了较为丰富和成熟的燃料管理计算方法,但对于快堆,由于其中子能谱硬,与传统热堆相比有着不同的控制方式和功率分布,快堆的堆芯燃料管理缺乏系统研究。针对中国科学技术大学自主研发的强迫循环冷却的铅基快堆M2LFR-1000,应用SRAC/COREBN软件包进行堆芯燃耗计算,根据燃耗深度提取核素核子密度,计算伪平衡循环参数进行燃料管理预估,然后进行首循环装料、过渡循环和平衡循环燃料管理方案设计。结果表明:对M2LFR-1000堆芯外区燃料换料组件Pu的富集度进行优化,可以延长换料周期到540 d,提高平均卸料燃耗深度;伪平衡循环结果与平衡循环基本一致,伪平衡循环可以用于燃料管理预估。     

压水堆核电厂燃料棒破损诊断分析研究

燃料棒是核电厂包容放射性物质的第一道屏障。燃料棒破损会导致冷却剂裂变产物活度升高,严重时机组须在数小时内后撤到停堆。通过取样监测的冷却剂放射化学数据可以一定程度上反映堆芯内装载燃料棒的破损情况。本研究介绍了压水堆核电厂功率运行期间冷却剂内裂变产物的来源,分析了裂变产物通过反冲和扩散方式的产生机理,通过求解迁移方程得到稳态情况下裂变产物活度的解析解。基于最小二乘法对反冲释放和扩散释放的裂变产物释放产生比进行解谱,建立了诊断压水堆燃料棒破损时间、破口程度、锕系核素泄漏、燃耗和燃料批次的定量分析模型。采用某百万千瓦压水堆运行中发生二次氢化的燃料循环的冷却剂裂变产物监测数据进行了验证,理论模型的分析结果也与机组停堆后啜漏检查和热室检查结果相符。     

乏燃料中Pu同位素含量数值模拟

利用燃耗计算程序MCORGS模拟反应堆燃耗与乏燃料中Pu同位素含量之间的关系,通过对轴向上分为20段的重复栅元模型和组件模型进行的燃耗计算,得到压水堆中乏燃料中轴向不同位置燃耗的分布和Pu-239同位素含量的变化,模拟发现Pu-239同位素含量随着燃料棒在堆芯中的位置不同变化很大。同时,对VVER1000组件和压水堆1717组件也进行了燃耗计算,计算发现组件径向不同位置的燃耗有一定差别。轴向上和径向上不同位置的燃耗差别会导致同一批卸载的乏燃料中含有很多低燃耗的燃料区间,这种乏燃料给国际核不扩散带来了巨大的风险,应该加强监管。     

乏燃料中Pu同位素含量数值模拟

利用燃耗计算程序MCORGS模拟反应堆燃耗与乏燃料中Pu同位素含量之间的关系,通过对轴向上分为20段的重复栅元模型和组件模型进行的燃耗计算,得到压水堆中乏燃料中轴向不同位置燃耗的分布和Pu-239同位素含量的变化,模拟发现Pu-239同位素含量随着燃料棒在堆芯中的位置不同变化很大。同时,对VVER1000组件和压水堆1717组件也进行了燃耗计算,计算发现组件径向不同位置的燃耗有一定差别。轴向上和径向上不同位置的燃耗差别会导致同一批卸载的乏燃料中含有很多低燃耗的燃料区间,这种乏燃料给国际核不扩散带来了巨大的风险,应该加强监管。     

Transmutation: Towards solving problem of spent nuclear fuel

An Accelerator Driven Subcritical System (ADS) is a promising, new concept for transmutation of long-lived isotopes originating from spent nuclear fuel. In the mainstream of research is the proton accelerator-driven ADS, however, on smaller scale an electron accelerator-driven machine could be an alternative. Using international codes we started to investigate the reactor physical aspects of such a device. In our paper we present the results of the first step of the modelling: the target optimization.     

关于压水堆产武器级钚的模拟计算

防止核扩散是国际社会共同努力的目标,其中武器级核材料的防扩散是重中之重.钚是反应堆的副产品,如果不计较经济效益,利用铀为核燃料的反应堆都可以生产武器级钚.本文基于日本Takahama-3压水堆建立了五个模型,并进行中子和燃耗计算,得到两种燃料棒产武器级钚的条件、燃料棒轴向的燃耗分布、组件内燃料棒燃耗的变化区间和全堆芯燃料棒径向燃耗分布.基于上述模型和计算数据给出压水堆堆芯内含有武器级钚的准确位置和UO_2燃料棒中武器级钚的产量.这种低燃耗的乏燃料给国际核不扩散带来了巨大风险,国际社会应该加强对此类乏燃料的监管.     

Hybrid fusion reactor for production of nuclear fuel with minimum radioactive contamination of the fuel cycle

The paper presents the results of the system research on the coordinated development of nuclear and fusion power engineering in the current century. Considering the increasing problems of resource procurement, including limited natural uranium resources, it seems reasonable to use fusion reactors as high-power neutron sources for production of nuclear fuel in a blanket. It is shown that the share of fusion sources in this structural configuration of the energy system can be relatively small. A fundamentally important aspect of this solution to the problem of closure of the fuel cycle is that recycling of highly active spent fuel can be abandoned. Radioactivity released during the recycling of the spent fuel from the hybrid reactor blanket is at least two orders of magnitude lower than during the production of the same number of fissile isotopes after the recycling of the spent fuel from a fast reactor.     

驱动堆中长寿命核废料碘的嬗变研究

利用理论模拟和实验手段对加速器驱动的快中子堆消除常规反应堆排放的核废料碘进行了研究.实验中,利用加速器加速质子使其能量达到1.0GeV,并轰击重金属铅靶,利用靶中产生的次级中子诱发核废料¹²⁹I的嬗变,使其嬗变为稳定同位素¹³⁰Xe.对实验嬗变效率进行了理论模拟验证,进而拓宽到研究的驱动堆体系中.堆芯区的核燃料为乏燃料铀和钚,靶和初级热交换剂为液态铅.     

The procedure and results of calculations of the equilibrium isotopic composition of a demonstration subcritical molten salt reactor

A subcritical molten salt reactor with an external neutron source is studied computationally as a facility for incineration and transmutation of minor actinides from spent nuclear fuel of reactors of VVER-1000 type and for producing ²³³U from ²³²Th. The reactor configuration is chosen, the requirements to be imposed on the external neutron source are formulated, and the equilibrium isotopic composition of heavy nuclides and the key parameters of the fuel cycle are calculated.