CAS OpenIR  > 中科院上海应用物理研究所2011-2020年
小型模块化增殖焚烧型快堆的钍铀循环性能研究
马玉雯
Subtype博士
Thesis Advisor蔡翔舟
2019-06-01
Degree Grantor中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所)
Place of Conferral中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所)
Keyword小型模块化堆 B&B模式 钍铀燃料循环 防核扩散
Abstract为了实现核能的可持续发展,需要解决核燃料长期稳定供应问题,提高核燃料利用率,减少核废料产生,且满足核不扩散要求。小型模块化增殖焚烧型(Breed and Burn,B&B)快堆在装料上有着较高的灵活性、较好的中子经济性、较长的寿期和较佳的防核扩散性能,可以增殖易裂变核燃料并嬗变长寿命超铀核废料(LEU),解决核电发展过程中前端核燃料供给、后端乏燃料处理的问题,满足核能可持续发展的需求。本文基于这种增殖焚烧型的小型模块化快堆,系统分析了其增殖、嬗变性能以及多代堆的演化,并对其核废料管理方案和防核扩散性能进行了评估。为了研究钍铀、铀钚燃料循环在这种双区结构的(内层燃烧区、外层增殖区)小型模块化B&B模式快堆上的增殖性能,本文首先选取了三种装料模式(即纯钍铀燃料循环U3-Th:燃烧区混合装置U3和Th,增殖区仅装载Th;混合燃料循环U5-Th:燃烧区装载低富集铀,增殖区仅装载Th;纯铀钚燃料循环U5-DU:燃烧区装载低富集铀,增殖区装载贫铀DU),并对其燃耗演化进行分析。结果表明:U3-Th和U5-DU装料模式在这种B&B模式的小型模块化快堆上可以实现自持燃烧;U5-Th装料模式从燃耗时间和初始反应性控制角度来看,优于其它两种装料模式:首先,燃烧区的U-238的反应性贡献高于Th-232,可以有效减缓U-235的消耗速度;其次,增殖区的U-233与Pu-239的相比,前者反应性贡献更大。从研究结果中还可以得出以下结论:在B&B模式快堆中合理配置U-Pu循环和Th-U循环可以得到更加平缓的K_(eff)演化(易于反应性控制)和更深的燃耗性能(高燃料利用率)。本文还研究了多代堆引入对燃耗性能、放射性毒性以及燃料利用率的影响。多代堆是指在上一代堆寿期末,把堆里的乏燃料进行化学处理,部分/全部回收重金属,并根据实际需要添加贫铀/钍燃料。计算结果表明:采用U3-Th和U5-DU两种装料模式时,第一代堆燃烧后都生产了2.5吨核燃料,但在第二代堆中燃烧后,U3-Th装料模式仅消耗了2.1吨易裂变燃料,U5-DU装料模式则消耗了1.6吨。对于U5-Th装料模式,一代堆中产生了2.3吨,仅1.8吨在二代堆中被消耗。上述研究结果表明,三种燃料循环都可以在多代堆中实现核燃料自持运行,且多代堆有着更硬的能谱从而可以达到更深的燃耗和更佳的核燃料增殖效果。随着循环次数的增加,燃料利用率不断增长,U5-DU装料模式的天然铀燃料的利用率在第8代堆时达到10%,与第一代堆时的燃料利用率(1.6%)相比有大幅度的增长。乏燃料的放射性毒性是衡量一个反应堆核废料安全管理的重要物理参量。本文针对不同燃料循环、不同燃耗深度的放射性毒性管理方案进行了研究。对不同燃料循环模式的计算结果表明,钍铀燃料循环的毒性在前10~4年更低,在相同燃耗深度情况下,卸料初期U3-Th模式的毒性比U5-DU模式低将近一个量级。这主要是因为U-233更少的中子吸收及更低的MA产生量。此外,多代堆的引入可以有效焚烧次锕系核素,大幅度降低放射性毒性,降低各代堆的毒性管理要求。本文还深入剖析了钍铀燃料循环和铀钚燃料循环在不同燃耗深度下的放射性毒性管理方案,锁定卸料后各时间段内对放射性毒性影响较大的核素,为后期开展后处理模式优化以及乏燃料毒性最小化的燃料管理方案提供理论指导。次锕系核素(MA)是长寿命高放射性核废料,在乏燃料中占据主导地位。嬗变是解决乏燃料安全处置的有效途径之一,是实现核燃料可持续发展的必要条件。本文基于双区的堆芯结构,进行了MA燃料的嬗变性能研究。基于钍铀、铀钚燃料循环,选取了两种装料模式U3-MA和U5-MA,分别在嬗变区装添了不同份额的MA,并从临界性能(初始K_(eff)、能谱)、燃耗性能、安全性能(缓发中子份额、温度反应性系数)等多个角度,评价了方案的可行性。结果表明:U3-MA和U5-MA均能达到较好的嬗变性能,装载足够量的MA后,在嬗变掉长寿命放射性核素的同时,还能够延长反应堆寿期,提高堆芯的中子经济性;且随着MA装料量的增多,嬗变率和嬗变比消耗都呈上升趋势,U3-MA的嬗变比消耗可达332.5 kg/GWy,U5-MA的嬗变比消耗可达332.3 kg/GWy,远高于热堆的嬗变能力,与快中子ADS相当,是解决核废料最小化问题的有效途径。核能的和平利用备受关注,而防核扩散性能是四代堆要求满足的四个重要指标之一。本工作还提出了Im-MAUA防核扩散评价方法,从核材料的吸引力水平、浓度、操作需求、剂量系统类型、易获取性这五个方面对不同堆型的防核扩散性能进行评估。为了更全面地覆盖不同燃料类型(固态燃料、液态燃料)、燃料模式(钍铀燃料循环、铀钚燃料循环)、能谱(快堆、热堆)、后处理模式(一次通过、批处理、在线后处理),本文选取了三种堆型结构,即:PWR、小型模块化快堆和小型模块化熔盐堆。分析结果表明:PWR和U3-Th的核安全测量值约为0.9,另外两种基于铀钚循环的小型模块化快堆和三种模式的小型模块化熔盐堆的核安全测量值与之相当,约为0.8,优于其它闭循环系统,后续仍可从装料比份、安全措施等方面进一步降低核扩散风险。
Pages126
Language中文
Document Type学位论文
Identifierhttp://ir.sinap.ac.cn/handle/331007/31230
Collection中科院上海应用物理研究所2011-2020年
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GB/T 7714
马玉雯. 小型模块化增殖焚烧型快堆的钍铀循环性能研究[D]. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所). 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所),2019.
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