為了實現(xiàn)核能的可持續(xù)發(fā)展,需要解決核燃料長期穩(wěn)定供應問題,提高核燃料利用率,減少核廢料產(chǎn)生,且滿足核不擴散要求。小型模塊化增殖焚燒型（Breed and Burn,B&B）快堆在裝料上有著較高的靈活性、較好的中子經(jīng)濟性、較長的壽期和較佳的防核擴散性能,可以增殖易裂變核燃料并嬗變長壽命超鈾核廢料（LEU）,解決核電發(fā)展過程中前端核燃料供給、后端乏燃料處理的問題,滿足核能可持續(xù)發(fā)展的需求。本文基于這種增殖焚燒型的小型模塊化快堆,系統(tǒng)分析了其增殖、嬗變性能以及多代堆的演化,并對其核廢料管理方案和防核擴散性能進行了評估。為了研究釷鈾、鈾钚燃料循環(huán)在這種雙區(qū)結構的（內(nèi)層燃燒區(qū)、外層增殖區(qū)）小型模塊化B&B模式快堆上的增殖性能,本文首先選取了三種裝料模式（即純釷鈾燃料循環(huán)U3-Th:燃燒區(qū)混合裝置U3和Th,增殖區(qū)僅裝載Th;混合燃料循環(huán)U5-Th:燃燒區(qū)裝載低富集鈾,增殖區(qū)僅裝載Th;純鈾钚燃料循環(huán)U5-DU:燃燒區(qū)裝載低富集鈾,增殖區(qū)裝載貧鈾DU）,并對其燃耗演化進行分析。結果表明:U3-Th和U5-DU裝料模式在這種B&B模式的小型模塊化快堆上可以實現(xiàn)自持燃燒;U5-... 

【文章來源】：中國科學院大學(中國科學院上海應用物理研究所)上海市

【文章頁數(shù)】：126 頁

【學位級別】：博士

【部分圖文】：

U-233、U-235和Pu-239在不同能區(qū)的平均裂變中子數(shù)

ii 為該核素 i 的連續(xù)去除率；iF 為該核素 i 的連續(xù)補充率。對于需要研究 N 個核素的系統(tǒng)，就構成了 N*N 的 Bateman 方程組，ORIGEN2 采用矩陣指數(shù)法、分析解法的逼近方法來求解微分方程組，最終得到時間步長末的各個核素的核子密度。（3）MOCBurnupMCNP 通過統(tǒng)計模擬粒子運行，可以處理三維中子輸運問題，但是，該程序無法計算堆芯燃耗，需要與點燃耗程序相耦合，從而計算堆芯內(nèi)核素衰變和燃耗變化的過程�；诖耍覀冮_發(fā)了耦合程序 MOCBurnup[78] ，將蒙特卡羅中子輸運程序 MCNP 計算出來的反應堆中子通量和核素反應截面提供給 ORIGEN2，再由ORIGEN2實現(xiàn)特定通量下的核素演化，實現(xiàn)通量分布與燃耗的耦合計算（如圖 2. 1 所示）。

圖 2.2 MOCBurnup 燃耗計算流程圖ling flow chart of MOCBurnup burnup ca，MOCBurnup 的主要特點有：1理的所有物理量和控制變量等；2）斷程序的運行，并可以從中斷處時顯示當前程序的運行狀態(tài)；5）、中子通量等。 ORIGEN 的數(shù)據(jù)交互使用后，有必效率。解決方法之一是通過核素篩面計算，耦合程序將這些核素的截面面仍保留 ORIGEN2 自帶數(shù)據(jù)庫的質量份額篩選、用戶自定義篩選。

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本文編號：3526123