钠冷快堆嬗变长寿命高放射性废物物理特性初步分析

【摘要】：随着核电产业的快速发展,核电站乏燃料中的超铀元素,特别是其中的少量锕系核素(Minor Actinides, MA),对环境具有潜在的长期的放射性危害。我国核电虽然起步晚,但核电突飞猛进的发展速度,也将面临MA快速积累的问题。而快中子反应堆是目前认为比较有效且可行的嬗变装置。MA在快堆中嬗变同时也可以用于产生能量。本文研究了MA在钠冷快中子反应堆中进行嬗变的中子学问题。 首先选取基准模型,验证了基于二维离散纵标方法的NEWT计算程序在快堆燃料组件中的适用性。经过程序验证,本文又选取了中国实验快堆(CEFR)燃料组件的模型作为参考模型,对其进行MA嬗变特性的研究,并得出不同种锕系在钠冷快堆燃料组件中对有效增殖因子和燃料温度系数的影响情况,MA在燃料组件中添加量的增加也会对各个参数产生很大影响。因此,对MA在钠冷快堆中的添加量必须加以重视。 在此基础上,论文又选取了中国示范快堆(CDFR)全堆芯模型进一步进行了研究,应用三维蒙特卡洛程序KENO-VI建立精确的堆芯模型,对其堆芯的中子学特性进行研究,比如有效增殖因子,燃料温度系数,钠空泡反应性系数,控制棒价值等等。研究结果表明,堆芯不同位置处的各参数差别很大,在设计中应该分区进行处理。