先進高溫堆繼承了眾多優(yōu)點和技術(shù)基礎(chǔ),被認為是具有良好的安全性、可持續(xù)性、防核擴散性和經(jīng)濟性,其商業(yè)化在當前技術(shù)基礎(chǔ)條件下具有極高的可行性。先進高溫主要包括兩個特點：第一,使用熔鹽堆中所用的氟鹽進行冷卻,第二,使用高溫氣冷堆、超高溫堆中的包覆顆粒燃料。在這些特點的基礎(chǔ)上又繼承和發(fā)展了一系列新的概念,如：（3）非能動冷卻安全系統(tǒng)（液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆）,（4）超臨界水能量循環(huán)系統(tǒng)（先進火電廠、超臨界水堆）,（5）非核島部分設(shè)計（第二代輕水反應(yīng)堆）。作為一種新穎的堆型,先進高溫堆（AHTR）達到了更高的熱工輸出,更高的效率,以及為工業(yè)用熱和發(fā)電提供更高溫度的熱源。目前,商用核電幾乎都是用鈾作燃料,但是天然鈾非常有限,因此長期以來,很多工作致力研究替代的核燃料,其中釷燃料有著特殊的優(yōu)勢,從而受到了廣泛的關(guān)注。首先,自然界中釷資源的儲量非常豐富；其次,反應(yīng)堆采用釷鈾循環(huán)的方式還可以實現(xiàn)釷的增殖；此外,在安全性上,釷鈾循環(huán)沒有核擴散的威脅,產(chǎn)生的長壽命重錒系元素也遠遠低于鈾钚燃料循環(huán)的水平。尤其在我國,鈾資源比較貧乏,但是釷資源非常豐富,研究釷資源的利用對于我國解決核燃料短缺來說是一條行至有效的途徑... 

【文章來源】：蘭州大學甘肅省 211工程院校 985工程院校 教育部直屬院校

【文章頁數(shù)】：56 頁

【學位級別】：碩士

【文章目錄】：
摘要
Abstract
第一章 引言
    1.1 研究背景
    1.2 核能技術(shù)的發(fā)展
    1.3 研究的核反應(yīng)堆類型
        1.3.1 棱柱AHTR
        1.3.2 一體化先進高溫堆
第二章 蒙特卡洛程序簡介
    2.1 SCALE 5.1程序
        2.1.1 SCALE 5.1相關(guān)功能模塊
        2.1.2 SCALE 5.1相關(guān)控制模塊
    2.2 MCNP程序
        2.2.1 MCNP程序運行流程
        2.2.2 MCNP 5程序特點
    2.3 本章小結(jié)
第三章 2400MW先進高溫堆的臨界計算與燃耗計算
    3.1 計算模型和計算條件
    3.2 結(jié)果及討論
        3.2.1 燃耗深度
        3.2.2 主要核素濃度分析
    3.3 本章小結(jié)
第四章 燃料球體積填充率對2MW先進高溫堆的物理影響研究
    4.1 計算模型
    4.2 結(jié)果與討論
        4.2.1 K_(eff)隨燃料球packing值的變化
        4.2.2 堆芯活性區(qū)能譜
        4.2.3 堆芯中子注量率分布
    4.3 本章小結(jié)
第五章 釷燃料在AHTR燃料球單組件中的增殖性研究
    5.1 PEBBLE燃料球
    5.2 TRISO燃料顆粒結(jié)構(gòu)
    5.3 TRISO燃料球結(jié)構(gòu)優(yōu)化
        5.3.1 Packing,kernel diameter與CR和Keff關(guān)系
        5.3.2 TRSIO燃料球半徑,慢化比因子跟CR關(guān)系
    5.4 結(jié)論
第七章 總結(jié)與展望
    7.1 總結(jié)
    7.2 研究展望
參考文獻
在學期間的研究成果
致謝



本文編號：3507894