核電站運行過程中,燃料會發(fā)生一系列俘獲反應進而生成超鈾元素(TRU)。這些核素比鈾元素的原子序數(shù)大,主要包括钚、镅、鋦、镎等元素,所有這些高放射性錒系元素都具有很長的半衰期,這些長壽命放射性核廢料的地址處置將會導致較高的成本和安全問題。因此,從乏燃料中去除次錒系核素從而降低核廢料的長期放射性是值得研究的課題。本文研究的就是次錒系核素的嬗變問題。嬗變是指通過裂變反應使得次錒系核素變成穩(wěn)定的核素,這一過程可以通過將這些錒系元素在快中子反應堆、或加速器驅(qū)動系統(tǒng)(ADS)、或理論上的任何可以提供錒系元素裂變所需的裂變中子通量的裝置中來實現(xiàn)�？於咽羌夹g(shù)最為成熟的最適合嬗變次婀系核素的反應堆。本文選取了 BN-600快堆堆型對這一現(xiàn)象進行研究,文中使用蒙特卡羅程序RMC和MCNP計算,并將計算結(jié)果與基準報告中結(jié)果進行了比較�；鶞蕡蟾鎭碜訧AEA,共包含兩部分。第一部分所用燃料含有武器級钚,計算了該模型的有效增殖因數(shù)、功率和通量分布,結(jié)果表明,反應堆功率主要集中在堆芯的低、高富集區(qū),達到80%,計算結(jié)果均與基準報告符合較好,對此基準題還進行了燃耗計算,得到了有效增殖因數(shù)隨燃耗的變化�；鶞暑}第二部分燃...

【文章頁數(shù)】：54 頁

【學位級別】：碩士

【文章目錄】：
摘要
Abstract
Chapter 1. Introduction
    1.1 Significance of Research Topic
    1.2 Literature Review
    1.3 Research Objectives
    1.4 Research Methodology
    1.5 Thesis Outline
Chapter 2. Fast Reactors and MA Transmutation
    2.1 Fast Reactor Concepts
        2.1.1 Lead Cooled Fast Reactor (LFR)
        2.1.2 Gas Cooled Fast Reactor (GFR)
        2.1.3 Sodium Cooled Fast Reactor (SFR)
    2.2 BN-600 Reactor
        2.2.1 Benchmark Analyses
Chapter 3. Monte Carlo Methods
    3.1 Monte Carlo Calculations in Reactor Physics
    3.2 Monte Carlo Based Computational Codes
        3.2.1 MCNP
        3.2.2 RMC
Chapter 4. Modeling, Simulation and Results
    4.1 BN-600 Model
    4.2 Flux and Power Distribution
        4.2.1 Neutron Flux Calculation
        4.2.2 Power Distribution Calculation
    4.3 Burn Up Calculations
    4.4 Doppler Coefficients
    4.5 Minor Actinide Burn Up
Chapter 5. Conclusion and Recommendations
References
Publications During Postgraduate Study
Acknowledgements
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本文編號：3879924