大型氯盐快堆中钍铀及铀钚循环分析

摘要：

氯盐快堆具有核燃料溶解度高和快中子能谱的优势,为实现高增殖性能和高嬗变性能提供了可能.基于2500 MWth的氯盐快堆,研究了Th-U循环和U-Pu循环的中子学特性,包括临界参数、燃耗演化、增殖性能和嬗变性能.钍铀循环(U3+Th)和铀钚循环(Pu9+DU)的点火燃料分别为233U和239Pu,它们的可转换材料分别为232Th和贫铀(Depleted Uranium,DU).同时,也分析了TRU作为点火燃料的过渡模式,即TRU+Th和TRU+DU.结果表明:对于大型氯盐快堆:1)考虑堆内锕系核素的中子吸收率、堆内平均裂变中子数(v)和转换比,U3+Th需要不定期添料才能维持临界,Pu9+DU、TRU+DU和TRU+Th不需要添料即可连续运行的时间分别为46 a、50 a和29 a;2)相比其他三种核燃料循环模式,TRU+Th具有较优的自持增殖性能和较高的嬗变性能.

关键词：氯盐快堆、钍铀循环、铀钚循环、增殖、嬗变

所属期刊栏目：43

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项目;中国科学院前沿科学重点研究项目;中国科学院上海应用物理研究所育新计划项目

在线出版日期：2020-12-03（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）

页数：共10页

页码：66-75