次錒系核素在熱堆中的嬗變特性研究.pdf

1、隨著核電事業(yè)的快速發(fā)展，核電站乏燃料后處理（尤其是長壽命放射性廢物后處理）是我國核電可持續(xù)發(fā)展的關(guān)鍵技術(shù)。國際上普遍認可的解決乏燃料后處理方法是分離-嬗變技術(shù)，本論文提出了在熱中子堆中進行次錒系核素(MA)嬗變方案，并通過程序進行了堆芯模擬、參數(shù)計算、結(jié)果對比等研究，為核電站熱中子堆嬗變提供了理論基礎(chǔ)。
　　本論文介紹了分離-嬗變技術(shù)在國內(nèi)和國外的發(fā)展情況和不同反應(yīng)堆的嬗變特性，引出嬗變就是將長壽命高放射性廢物（次錒系核素和長壽命

2、裂變產(chǎn)物）裂變?yōu)槎虊勖怂鼗蚍€(wěn)定核素，消除高放射性核素的危害;或者是通過俘獲反應(yīng)將其變?yōu)榫哂薪?jīng)濟價值的核素。隨后對次錒系核素(Np-237、Am-241、Am-243、Cm-244和Cm-245)的性質(zhì)、截面等進行了研究。次錒系核素的嬗變率計算是通過燃耗程序?qū)崿F(xiàn)的，而燃耗數(shù)據(jù)庫是程序計算結(jié)果是否準確的重要影響因素，本論文研究了反應(yīng)堆偽裂變產(chǎn)物數(shù)據(jù)庫的制作。
　　國際和國內(nèi)對熱中子反應(yīng)堆進行次錒系核素(MA)嬗變的研究比較少，但是熱

3、中子堆是世界上運行數(shù)量最多的反應(yīng)堆，也是現(xiàn)階段最具有可能進行次錒系核素嬗變的堆型，于是，本論文對高通量熱中子堆和壓水堆中嬗變次錒系核素進行了研究，并提出了自己的研究方案。對于高通量熱中子堆嬗變次錒系核素，首先利用蒙特卡羅程序(MCNP)研究了堆芯添加次錒系核素后，堆芯keff、中子通量等數(shù)據(jù)，隨后利用燃耗程序SCALE計算了次錒系核素在高通量堆中經(jīng)過輻照后的嬗變率，并對結(jié)果進行了分析。
　　對于壓水堆中嬗變次錒系核素，本論文并提出

4、了三種次錒系核素在壓水堆中嬗變方案，第一種方案是將次錒系核素與燃料均勻混合;第二種方案是將次錒系核素制作成單獨的嬗變棒，替換堆芯中的部分燃料棒;第三種方案是將次錒系核素添加到可燃毒物組件中的可毒物棒位置。對方案一和方案二進首先利用MCNP程序模擬了壓水堆堆芯，然后計算了堆芯反應(yīng)性等參數(shù)，對比發(fā)現(xiàn)次錒系核素對堆芯的反應(yīng)性影響較大，如果反應(yīng)堆要持續(xù)運行，就需要提高燃料的富集度，這將會使反應(yīng)堆內(nèi)中子性能發(fā)生改變，隨后利用燃耗程序程序計算了在堆

5、芯中輻照后的嬗變率。
　　第三種方案可以分為兩種情況，一種是將次錒系核素添加到可燃毒物棒中不銹鋼包殼和鋯合金中間的水空隙;另一種方案是次錒系核素代替可燃毒物棒中的部分可燃毒物。利用MCNP程序研究了改變MA添加量、可燃毒物棒數(shù)目和可燃毒物棒外徑后，堆芯keff等參數(shù)的變化，并利用DRAGON軟件計算了次錒系核素在反應(yīng)堆中輻照后的嬗變情況。
　　本論文主要研究了次錒系核素在熱中子堆中嬗變，通過數(shù)據(jù)發(fā)現(xiàn)，在高通量熱堆中次錒系核素