發(fā)布時(shí)間：2021-10-29 02:55

　　氯鹽快堆具有核燃料溶解度高和快中子能譜的優(yōu)勢(shì),為實(shí)現(xiàn)高增殖性能和高嬗變性能提供了可能。基于2 500 MWth的氯鹽快堆,研究了Th-U循環(huán)和U-Pu循環(huán)的中子學(xué)特性,包括臨界參數(shù)、燃耗演化、增殖性能和嬗變性能。釷鈾循環(huán)（U3+Th）和鈾钚循環(huán)（Pu9+DU）的點(diǎn)火燃料分別為233U和239Pu,它們的可轉(zhuǎn)換材料分別為232Th和貧鈾（Depleted Uranium,DU）。同時(shí),也分析了TRU作為點(diǎn)火燃料的過渡模式,即TRU+Th和TRU+DU。結(jié)果表明:對(duì)于大型氯鹽快堆:1)考慮堆內(nèi)錒系核素的中子吸收率、堆內(nèi)平均裂變中子數(shù)（ν）和轉(zhuǎn)換比,U3+Th需要不定期添料才能維持臨界,Pu9+DU、TRU+DU和TRU+Th不需要添料即可連續(xù)運(yùn)行的時(shí)間分別為46 a、50 a和29 a;2)相比其他三種核燃料循環(huán)模式,TRU+Th具有較優(yōu)的自持增殖性能和較高的嬗變性能。 

【文章來源】：核技術(shù). 2020,43(11)北大核心CSCD

【文章頁數(shù)】：10 頁

【部分圖文】：

DU消耗量(a)與239Pu凈產(chǎn)量(b)隨時(shí)間的演化Fig.5EvolutionsofDUconsumption(a)andnet239Puproduction(b)overtime對(duì)于基于釷的U3+Th和TRU+Th

物的處理周期設(shè)為30s。綜合考慮中子經(jīng)濟(jì)性、提取效率和提取難度，易溶裂變產(chǎn)物的處理周期和錒系核素的提取周期均假設(shè)為1000d［22］。此外，為了兼顧計(jì)算精度和計(jì)算效率，燃耗步長(zhǎng)依次設(shè)定為30d（第1年）、60d（第2年）、90d（第3年）、180d（第4年）和1a（第5~50年）。每一個(gè)燃耗步長(zhǎng)的循環(huán)代數(shù)設(shè)為330（每個(gè)燃耗步模擬跳過前30代），每代運(yùn)行5000個(gè)粒子，燃耗模擬中包含了378個(gè)核素，每步燃耗模擬所需計(jì)算時(shí)間約為2h（并行12個(gè)CPU核）。圖1堆芯模型結(jié)構(gòu)圖Fig.1Structurediagramofreactorcoremodel表1研究模型主要參數(shù)Table1Mainparametersofresearchmodels參數(shù)Parameters熱功率ThermalPower/MW活性區(qū)直徑Activezonediameter/cm活性區(qū)高度Activezoneheight/cm上熔鹽腔室高度Topchamberheight/cm下熔鹽腔室高度Bottomchamberheight/cm外圍熔鹽層厚度Outersaltthickness/cm哈氏合金厚度Hastelloythickness/cmB4C厚度B4Cthickness/cm軸向反射層厚度Axialreflectorthickness/cm徑向反射層厚度Radialreflectorthickness/cm燃料鹽體積Fuelsaltvolumeinthecore/m3燃料鹽摩爾比Fuelsaltcomposition/mol%燃料鹽密度Fuelsaltdensity/g·cm3燃料鹽體積膨脹系數(shù)Fuelsaltexpansioncoefficient/℃1哈氏合金密度Hastelloydensity/g·cm3B4C密度B4Cdensity/g·cm3數(shù)值Values250029429425252550201001039.76NaCl:HNCl3=55:453.603×1048.862.52

核技術(shù)2020,43:110601110601-5表4給出了4種核燃料循環(huán)方案臨界時(shí)的反應(yīng)性溫度系數(shù)（TemperatureCoefficientofReactivity，TCR）和轉(zhuǎn)換比（ConversionRatio，CR）。從TCR角度，可轉(zhuǎn)換材料（Th或DU）的中子俘獲（特別是232Th和238U的共振俘獲）會(huì)增強(qiáng)負(fù)的TCR，而點(diǎn)火燃料（233U、239Pu或TRU）的中子裂變會(huì)削弱負(fù)的TCR。由表3第2列可知，U3+Th和Pu9+DU臨界時(shí)的可轉(zhuǎn)換材料的摩爾份額較高，對(duì)應(yīng)的TCR的絕對(duì)值較大，分別為3.01×105K1和2.99×105K1。TRU+Th和TRU+DU臨界時(shí)所需的可轉(zhuǎn)換材料的摩爾份額較低，對(duì)應(yīng)的TCR的絕對(duì)值較小，分別為2.52×105K1和2.79×105K1。核燃料的CR主要決定了可轉(zhuǎn)換材料在堆芯中的轉(zhuǎn)換能力�？紤]臨界時(shí)的核素成分，在CR的計(jì)算中，易裂變核素的產(chǎn)生主要來源于232Th、238U及240Pu的中子俘獲，易裂變核素的消失主要來源于233U、239Pu和241Pu的中子吸收（包括中子裂變和中子俘獲）。從表4可以看出，Pu9+DU的CR（1.0366）比U3+Th的CR（0.8466）高很多，原因是：雖然快譜下DU的平均微觀俘獲截面（0.24b）比232Th（0.26b）略低，但是臨界條件下Pu9+DU中可轉(zhuǎn)換材料的摩爾份額（40.65%）略高于U3+Th（40.25%），且239Pu的平均微觀吸收截面（2.10b）僅為233U（2.60b）的約81%，使得Pu9+DU的CR遠(yuǎn)大于U3+Th。TRU+DU的CR（1.1484）比TRU+Th的CR（1.1046）略高的原因是：雖然

【參考文獻(xiàn)】：
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