CAS OpenIR  > 中科院上海应用物理研究所2011-2020年
大型氯盐快堆中钍铀及铀钚循环分析
李晓晓; 余呈刚; 马玉雯; 蔡翔舟; 陈金根; 陈兴伟
2020
Source Publication核技术
Volume43Issue:11Pages:70-79
Subtype期刊论文
Abstract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2 500 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(ν)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。
Keyword氯盐快堆 钍铀循环 铀钚循环 增殖 嬗变
Indexed ByCSCD
Language中文
CSCD IDCSCD:6850100
Citation statistics
Document Type期刊论文
Identifierhttp://ir.sinap.ac.cn/handle/331007/32553
Collection中科院上海应用物理研究所2011-2020年
Affiliation1.中国科学院上海应用物理研究所;
2.中国科学院先进核能创新研究院;
3.中国科学院大学
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GB/T 7714
李晓晓,余呈刚,马玉雯,等. 大型氯盐快堆中钍铀及铀钚循环分析[J]. 核技术,2020,43(11):70-79.
APA 李晓晓,余呈刚,马玉雯,蔡翔舟,陈金根,&陈兴伟.(2020).大型氯盐快堆中钍铀及铀钚循环分析.核技术,43(11),70-79.
MLA 李晓晓,et al."大型氯盐快堆中钍铀及铀钚循环分析".核技术 43.11(2020):70-79.
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