次錒系元素是乏燃料中長壽命放射性物質(zhì)的主要成分。目前世界上在運(yùn)行的商用核反應(yīng)堆絕大部分是壓水堆,因此,研究次錒系元素在壓水堆中的嬗變特性,以及最終實(shí)現(xiàn)壓水堆嬗變次錒系元素,是解決核廢料處理問題的關(guān)鍵。而在壓水堆中引入次錒系元素時(shí),如何選取最適當(dāng)?shù)难b載方式,是壓水堆嬗變次錒系元素的關(guān)鍵問題。在乏燃料產(chǎn)生的次錒系元素中,Np-237的含量最高,因此本文側(cè)重于研究Np-237在壓水堆中的嬗變特性。本文基于MIT發(fā)布的壓水堆BEAVRS基準(zhǔn)題,研究了兩種不同Np-237在壓水堆可燃毒物棒中的裝載方式。一種是在可燃毒物棒中使用Np-237直接替換部分可燃毒物。另一種是在可燃毒物不銹鋼包殼和鋯合金包殼之間的水隙中,以Np-237鍍層的方式裝載。模擬計(jì)算結(jié)果顯示:在不顯著降低壓水堆有效增殖因數(shù)的情況下,兩種Np-237在壓水堆可燃毒物棒中的裝載方式的裝載量均相當(dāng)于5-6個壓水堆Np-237的年產(chǎn)額。兩種Np-237的裝載方式均是可行的。首先,這兩種裝載方式不需要改變壓水堆堆芯的配置以及核燃料的組份。其次,兩種裝載方式將Np-237嬗變材料與核燃料完全隔絕,有利于壓水堆卸出乏燃料的后處理。因此我們認(rèn)為... 

【文章來源】：華北電力大學(xué)(北京)北京市 211工程院校 教育部直屬院校

【文章頁數(shù)】：47 頁

【學(xué)位級別】：碩士

【文章目錄】：
摘要
Abstract
Chapter 1. Introduction
    1.1 Background and significance of the project
    1.2 Ways and necessity of after treatment of spent fuel
    1.3 Literature Review
    1.4 Research Methodology
Chapter 2. Monte Carlo Methods
    2.1 Monte Carlo Calculations in Reactor Physics
    2.2 MCNP
        2.2.1 Input Structure
        2.2.2 Cell Card
        2.2.3 Surface Card
        2.2.4 Data Card
    2.3 SCALE
        2.3.1 Control module and function module
        2.3.2 CSAS6 module and TRITON module
    2.4 Visual interface introduction
        2.4.1 Introduction of GEEWIZ
Chapter 3. BEAVRS benchmark
    3.1 Fuel assemblies
        3.1.1 Fuel pellet
        3.1.2 Fuel rod
        3.1.3 Guide tube
        3.1.4 Fuel assembly
    3.2 Core Function Module
        3.2.1 Burnable poison components
    3.3 Reactor core overall structure
Chapter 4. Results and Discussion
    4.1 Normal operation of BEAVRS core
    4.2 The direct substitution of NP-237 for burnable poison within burnable Poisonrods
    4.3 Coating a layer of NP-237 in the water gap of burnable poison rod
    4.4 Comparison between both approaches
Chapter 5. Conclusion and Recommendations
References
Publications During Postgraduate Study
Acknowledgements
About the Author



本文編號：3279357