加速器驱动的次临界系统生产233U的可行性研究

加速器驱动的次临界系统（Accelerator Driven Sub-critical System,ADS）是加速器技术和核反应堆技术的结合,其主要目的是应对当今快速增长的放射性核废料处理需求.本文初步探讨了在ADS系统中利用232Th生产可裂变核233U的可能性,估计了所需加速器的性能及其生产233U的产率和效率.我们建议用Be做中子慢化剂和增殖剂,将反应堆的中子能量大部分控制在1keV–1MeV,从而最大限度地降低232U的含量.也可进一步利用重水做慢化剂高233U的纯度.所生产的233U既可经分离取后在热堆中燃烧,也可直接用于钍基熔盐堆的初始装料,发挥233U优异的热中子性能.我们的结果表明,在技术上和经济上利用ADS生产233U很可能是可行的.我们的结果还表明,如果这一ADS系统主要目的是生产233U,所选择的次临界堆的最佳是快中子堆,而不是慢中子堆或快慢结合堆.最后我们建议对钍基核反应堆、233U的取分离工和辐射防护等方面的课开展进一步深入研究.     

加速器驱动次临界快堆初装堆芯的功率密度分布展平

为了降低以(U、Pu、Np、Am、Cm)O2为燃料的加速器驱动次临界快堆(ADSFR)堆芯径的功率峰因子,将堆芯精细地分为燃料高、低富集度区.采用耦合散裂中子源的产生(LAHET)、中子输运(MCNP)和核素燃耗(ORIGEN2)等计算程序的COUPLE程序系统进行计算分析.结果显示,在设定的0.97初始临界度下,富集度分割比为1.5时将给出最有利的结果:初始的全堆功率峰因子为1.692;以840 MW的热功率运行过程中,尽管全堆的功率峰因子不断升高,但至300 d时,只达到1.963.堆芯物理设计满足预期要求.     

应用于加速器驱动次临界系统的程序开发

开发了应用输运理论方法的两套程序系统：蒙特卡罗－燃耗程序系统和输运－燃耗程序系统。针对蒙特卡罗程序不能计算燃料的同位素成分变化，提出将它和燃耗计算程序耦合以完成燃耗计算。燃耗程序所使用的单群截面由蒙特卡罗程序计算。将用于常规反应堆的计算方法和策略推广到输运－燃耗程序系统，这使得计算步序大大简化，并改进了精度。对加速器驱动次临界系统的基准题进行了校核计算，其结果和其他国家的计算结果符合良好，这表明所提出的计算方法与程序系统是成功的。     

加速器驱动的核电站

加速器驱动的核电站Ａｃｃｅｌｅｒａｔｏｒ－ＡｕｘｉｌｉａｒｙＤｒｉｖｅｎＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＲｅａｃｔｏｒ戴光曦（中国科学院近代物理研究所，研究员兰州７３００００）引言当前全世界１／５的电能来自核电站。目前在运转和兴建中的所有核电站均是依靠自持链...     

加速器驱动次临界系统发展态势分析

该文聚焦加速器驱动次临界系统的相关研究,利用ISI Web of Knowledge 数据库中收录的加速器驱动次临界系统相关的研究论文作为分析对象,分析了时间、主题、国家和机构等分布特征及国际合作情况,并结合定性资料的调研,表明2000年来,加速器驱动次临界系统的相关研究日趋活跃,美国、日本、德国、法国和俄罗斯5个国家...     

加速器驱动次临界反应堆一回路系统稳态计算分析

依据建立的加速器驱动次临界反应堆一回路系统稳态特性研究模型,编制用于计算次临界反应堆的稳态计算程序。选取CLEARIB为研究对象,计算额定功率下CLEAR-IB一回路系统的温度,并将结果与设计值进行比较,结果相一致验证了程序的可靠性,对CLEARIB的动态分析具有重要的意义。     

模块式高温气冷堆中Pu燃烧的物理特性

由于模块式高温气冷堆 (MHTGR)是燃烧 Pu的一种选择 ;Th燃料循环可以限制 Pu的产生和减少高放废物 ,因此研究了在 Th 燃料循环模块式高温气冷堆(PBMHTGR)中燃烧 Pu的物理特性。PBMHTGR初装燃料元件中 Pu的同位素的含量与现行的生产能量堆模块式高温气冷堆 (EPMHTGR)相同 ,考虑反应性的要求 ,加入了2 3 3 U。利用 VSOP程序分析这两个堆的物理特性。结果表明 ,PBMHTGR能够燃烧掉同等功率 6个以上 EPMHTGR产生的 Pu。这表明 ,在 Th燃料循环 MHTGR中 ,燃烧钚是可行的     

ADS次临界堆脉冲中子源实验动态特性数值模拟研究

强外源驱动与深次临界度使得ADS次临界反应堆在中子学特性上与传统临界堆有较大差异,确定论中子学计算方法难以直接应用于ADS次临界堆.本文采用MCNPX程序对"快热"耦合ADS装置YALINA-Booster的PNS实验进行了模拟,并将模拟与实验结果进行比较.结果表明:在不同的堆芯布置方案和不同脉冲中子源特性下,模拟结果与实验结果具有良好的一致性,验证采用MCNPX程序研究ADS次临界堆中子学动态特性的可行性.     

一维平板外源驱动次临界系统动态参数权重函数研究

在准静态框架下,动态参数由权重函数、动力学量算符、形状函数的卷积得到.传统方法的权重函数并不能满足外源驱动次临界系统的中子动力学分析的要求.基于改进的准静态方法,选取临界权重函数模型和全局稳态权重函数模型分别计算一维次临界平板堆启堆过程和断束工况下的中子动力学结果,通过与时空动力学方程直接求解结果对比来深化对权重函数的认识:在外源驱动次临界系统中,权重函数应具有"次临界堆中子价值"物理意义;共轭外源项表征了堆芯内某一位置对外源中子的响应,与外源中子在该位置存在的概率有关.在此基础上提出的局部稳态权重函数模型,用裂变因子乘以权重系数作为共轭外源项.实践表明,采用局部稳态权重函数模型获取的中子动力学结果的准确性得到了提升.     

三束流驱动ADS次临界反应堆堆芯初步设计

在 "启明星-1"实验装置的设计基础上,设计了三束流驱动ADS次临界反应堆堆芯的布置方案,计算并比较了三束流驱动和单束流驱动ADS次临界堆内径向与轴向中子通量密度分布.结果表明,三束流驱动ADS的次临界反应堆的布置方案通过调整源点位置能降低堆内轴向功率形状因子,能够有效的展平堆内功率径向分布.     

高温气冷堆包覆燃料颗粒破损率研究

包覆燃料颗粒是高温气冷堆燃料元件的关键组成部分，是阻挡放射性裂变产物释放的主要屏障。包覆燃料颗粒的破损率是一项直接影响高温气冷堆运行安全特性的重要质量监控指标。采用燃烧－硝酸浸取法（在 ８５０ ℃空气中灼烧， ９ｈ； ９０ ℃， ７ｍｏｌ／Ｌ ＨＮＯ３， １０ｈ）对包覆燃料颗粒的破损率进行了测试研究。制定了测试流程，给出包覆燃料颗粒的自由铀含量与浸取时间的关系曲线，确定了最佳的试验温度、硝酸浓度和浸取时间等测试条件，并对６组包覆燃料颗粒破损率测试结果进行了分析讨论。     

高温气冷堆包覆燃料颗粒的化学气相沉积

我国正在建造１０ＭＷ高温气冷堆，包覆燃料颗粒的研制是高温气冷堆的关键技术之一。ＴＲＩＳＯ型包覆燃料颗粒是由燃料核芯、疏松热解碳层、内致密热解碳层、碳化硅层和外致密热解碳层组成。采用化学气相沉积方法，选用乙炔、丙烯、甲基三氯硅烷和氢气作为反应气体，在直径为５５ｍｍ锥形流化床包覆炉中制备包覆燃料颗粒。本文系统地研究了工艺参数和性能之间的关系，摸索出疏松热解碳层、致密热解碳层和碳化硅层的最佳包覆工艺条件，总结出经验公式，用扫描电镜观察了包覆燃料颗粒的微观结构，制备出满足设计要求的ＴＲＩＳＯ型包覆燃料颗粒。     

10 MW高温气冷堆乏燃料元件的贮存及其安全分析

10MW高温气冷堆(HTR-10)在设计寿命内共卸出约9万个乏燃料元件,其放射性裂变产物的活度高达1.0×1016Bq,必须妥善处置.HTR-10乏燃料元件卸在密封和屏蔽的容器中,每个容器可以接受2000个乏燃料元件,这些容器固定在反应堆建筑物的最底层的混凝土井内,在贮存库内休取通风冷却.文中对放射性核素释放,临界安全和辐射屏蔽等方面进行了分析,说明上述贮存方案是安全的.     

高温气冷堆氦气透平循环发电系统中的立式高速减速箱研究

在高温气冷堆氦气透平和发电机之间布置减速箱,作用是将氦气透平的高转速降低到发电机转子所需要的额定转速。本文介绍了由一对高速齿轮、低速齿轮啮合传动组成的一级圆柱齿轮减速方案。方案的优点是结构简单、制造方便、运行可靠性高;缺点是设备体积大、输出和输入不同心。该减速箱方案避免了在能量转换单元中使用大功率变频器和高速电机,节约了制造成本,但同时在系统中引入了润滑油系统,增加了一定的风险。     

高温气冷堆的技术特点及发展动向

本文叙述了高温气冷堆的发展历史、技术特点及其目前发展动向．并根据我国制定的经济发展战略目标，提出了我国高温气冷堆的发展道路及应用前景，最后综合介绍了我国计划建造的 １０ＭＷ高温气冷实验堆的性能特点。     

高温气冷堆包覆燃料颗粒尺寸的光电测长法

包覆燃料颗粒是高温气冷堆燃料元件的重要组成部分，燃料颗粒（直径约１ｍｍ）的尺寸是重要的性能指标。光电测长法采用分辨率为０．０２μｍ的高精度光栅作为传感器，接触式直接量测被测物体，最大限度地减少了测量误差。光电测长系统由光电传感器测试头、样品工作台、台式光栅数显表和微机数据采集处理系统组成。测量２００个包覆燃料颗粒尺寸需要３０ｍｉｎ。测量的重复性偏差为０．０５μｍ。光电测长法完全能满足包覆燃料颗粒尺寸在线检测要求     

10MW 高温气冷堆燃料循环系统热实验装置

为在反应堆的实际运行温度和氦气氛下考验１０ＭＷ高温气冷堆（ＨＴＲ－１０）燃料循环系统主要设备，进一步取得设计和运行经验，建造了该全尺寸热实验装置。装置中主要设备均按原型设备设计和制造，工作介质为氦气，运行温度为１５０～１８０℃，实验球为直径６０ｍｍ石墨球。采用可编程控制器ＰＬＣ控制和镶嵌块式模拟屏显示。装置采用重力和气动方法输送球，特别是在球床堆上首次应用了脉冲气流破桥助流方法从卸料管中单列排出球的设备。所有研究成果已在ＨＴＲ－１０的施工设计中得到应用。     

HTGR控制棒区不连续因子受边界条件的影响

为改善高温气冷堆控制棒区物理计算精度,采用不连续因子理论修正扩散方程,使用扩散差分法程序C ITAT ION进行求解。对于1/60和1/30扇区堆芯模型,分析了边界条件和均匀化区对不连续因子计算的影响。结果表明,以离散纵标法程序SN 2D求得的精细网格的输运解为基准,在最大误差2%时,用该方法计算得到的有效增殖因子、反应性价值和活性区的中子注量率分布均与参考解相符。采用不同均匀化模型的不连续因子计算,受边界条件的影响都不大。     

HTR-10平衡态运行方式研究

为了使１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）运行在安全、经济的状态下，研究了５次通过、８次通过和１０次通过三种运行方式下平衡态ＨＴＲ－１０堆芯的特性，利用高温气冷堆物理设计程序 ＶＳＯＰ对所选方案进行分析计算。结论表明：在最大燃耗不超过１０１ ＧＷｄ／ｔ的条件下，增大燃料球通过堆芯的次数并缩短每次通过堆芯所需的时间，将会使乏燃料平均燃耗提高，使ＨＴＲ－１０的燃料得到更有效的利用。