大型氯盐快堆中钍铀及铀钚循环分析

• 作者: 余呈刚 李晓晓 蔡翔舟 陈兴伟 陈金根 马玉雯
• 来源期刊: 核技术
• 学科: 工学
• 关键词: 氯盐快堆 钍铀循环 铀钚循环 增殖 嬗变
• 年，卷（期）: 2020,（11）
• 所属期刊栏目: 核能科学与工程
• 页码范围: 66-75
• 页数: 10页
• 分类号: TL249
• 语种: 中文
• DOI: 10.11889/j.0253-3219.2020.hjs.43.110601

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.