隨著核電的發(fā)展,乏燃料產量越來越多,如何有效地處理乏燃料已成為限制核電發(fā)展的關鍵因素之一。目前普遍認為分離-嬗變方案是降低乏燃料長期放射性危害的最佳方案。分離-嬗變方案是在現有燃料后處理方案的基礎上,將次錒系核素（MA）和長壽命裂變產物從高放廢液中分離出來,并通過反應堆嬗變,從而轉變成短壽命、穩(wěn)定或使用價值較高的核素。本論文主要對MA在鉛冷快堆中的嬗變特性以及燃耗進行研究。研究內容如下:設計了三種MA裝載方式:第一種是MA與MOX燃料均勻混合;第二種是把MA做成嬗變棒,在反應堆中取代部分燃料棒;第三種是MA作為燃料鍍層。首先研究了不同方案下裝載1 wt%MA對堆芯keff、控制棒積分價值、中子能譜以及功率峰因子等參數的影響,然后計算分析了不同MA裝載量對堆芯keff的影響,從而確定后續(xù)研究的最大裝載量,最后對MA在鉛冷快堆中的燃耗情況進行研究。本論文研究主要使用MCNP和SCALE程序進行堆芯模型搭建與計算,計算分析表明,裝載1wt%MA后,三種裝載方式均使控制棒積分價值降低,其中均勻混合和MA鍍層方式降幅較小,嬗變棒方式降幅較大;三種裝載方式添加1wt%MA均不會對反應堆中子能譜產生... 

【文章來源】：華北電力大學(北京)北京市 211工程院校 教育部直屬院校

【文章頁數】：67 頁

【學位級別】：碩士

【部分圖文】：

圖２－１部分錒系核素轉換關系鏈??乏燃料中對環(huán)境造成長期放射性危害的ＭＡ核素主要是２３７Ｎｐ、２４１?Ａｍ、２４３Ａｍ、??２４４Ｃｍ和２４５Ｃｍ

代核能系統(tǒng)六種最具發(fā)展?jié)摿Φ姆磻阎杏腥N是快中子反應堆，分、鈉冷快堆和氣冷快堆［３３］。其中鉛冷快堆采用液態(tài)鉛／鉛鉍合金冷卻，鉍合金沸點較高（液態(tài)鉛常壓下沸點為丨７４３?°Ｃ），在反應堆運行工壓，并且液態(tài)鉛與水不發(fā)生化學反應以及其在運行過程中不產生Ｈ２，這些優(yōu)點為反應堆的安全運行提供了重要保障。所以，目前鉛冷快情況受到越來越多科研人員的關注，關于鉛冷快堆的研宄也日益增多年，由歐盟、俄羅斯、日本和韓國發(fā)起成立了新的鉛冷快堆系統(tǒng)指導

／〇〇〇〇〇〇ｃ＼??／〇〇〇〇〇〇〇ｏ＼??／〇〇〇〇〇〇〇〇〇＼??／ｄ〇〇〇〇〇ｏ〇〇〇＼??《〇〇〇〇〇〇〇〇〇〇〇＞??＼〇〇〇〇〇〇〇〇〇〇／??＼〇〇〇〇〇〇〇〇〇／??＼ｏ?ｏ?ｏ?ｏ?ｏ?ｏ?ｏ?〇／??＼〇〇〇〇〇〇〇／??＼ｏ〇ｏ〇〇〇／??圖２－３堆芯燃料組件截面圖??？?ｏ內層顯組件??中層燃料組件??綱麵料組件??／ｇ增殖區(qū)組件??Ｕ継件??圖２－４堆芯結構截面示意圖??１２??

【參考文獻】：
期刊論文
[1]自然安全的BREST鉛冷快堆——現代核能體系中最具發(fā)展?jié)摿Φ亩研蚚J]. 肖宏才.  核科學與工程. 2015(03)
[2]中國實驗快堆中子能譜測量實驗研究[J]. 陳曉亮,陳效先,喻宏,楊勇,張強,王事喜,胡定勝,趙郁森.  原子能科學技術. 2013(S1)
[3]MOX燃料模塊快堆的嬗變研究[J]. 周培德.  核科學與工程. 2002(03)
[4]從廣義自持鏈式反應觀點看加速器驅動系統(tǒng)[J]. 張玉山.  核科學與工程. 2001(04)

博士論文
[1]鈉冷快堆嬗變研究[D]. 胡赟.清華大學 2009
[2]MOX燃料模塊快堆嬗變研究[D]. 周培德.中國原子能科學研究院 2001

碩士論文
[1]鉛冷快堆嬗變MA核素的特性研究[D]. 蔡進.華北電力大學(北京) 2017



本文編號：2935499