热堆中钍铀转化规律

摘要：

钍铀燃料循环以其优异的物理和化学特性,受到核能界的广泛关注.本文利用单群的点燃耗计算程序ORIGEN,分别研究了钍燃料在沸水堆(Boiling Water Reactor,BWR)、压水堆(Pressurized Water Reactor,PWR)和加拿大重水铀反应堆(Canada Deuterium Oxide Uranium,CANDU,又称坎杜堆)能谱中辐照时,232Th、233Th、233pa、233U等核素生成量随中子注量率和中子能谱的变化规律,并探索了多次“辐照-冷却”循环对钍铀转化率的影响.计算结果表明,能谱相同时,233Th和233pa存量的最大值与注量率有关;233U存量的最大值与注量率无关,大概在注量(注量率×时间)为4× 1016 n·cm-2左右;注量率相同时,能谱越硬,233U存量的最大值越大.采取循环“辐照-冷却”可以提高233Th-233U的转化率,对于相同的总辐照时间,每次循环周期内的辐照时间越短,相对于总辐照时间相同的单次辐照,转化率增量提高越明显;当总辐照时间超过两个月时,循环辐照对转化率增量的作用较小,与单次辐照不冷却相比,转化率相对增量不超过1倍.

关键词：中子注量率、中子能谱、钍铀转化率

所属期刊栏目：38

分类号：TL249(核燃料及其生产)

资助基金：中国科学院战略性先导科技专项XDA02030200

在线出版日期：2015-06-19（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）

页数：共8页

页码：78-85