PDF《加速器驱动 RCNPS 次临界反应堆初步分析》

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系统

47 加速器驱动 RCNPS 次临界反应堆初步分析 徐晓勤丁大钊史永谦罗璋琳 中国原子能科学研究院,北京,

102413 摘要 根据核动力反应堆的研究经验和近两年提出的放射性洁净核能系统 (R'αPS) 的研究动态,应用反应堆物理计算程序,我们对次临界反应堆的某 些堆型、能量放大因子、燃料增殖和放射性废物擅变能力等主要特征进行了初 步分析和探讨.结果表明,重水慢化压力管式热中子能量放大器 (T-EA) 和快 中子能量放大器(F-EA) 能获得较大的能量放大因子,并具有较好的增殖能力 以及次量铜系核素仙.fA)擅变能力. 关键词 洁净核能系统次临界 F-EA T-EA .d l 基本理论 随着近代加速器技术的进展,借助强流中能质子加速器驱动的次临界核 反应堆系统愈来愈引起学术界的关注,以探讨将其用于发电,增殖核材料,嬉 变长寿命放射性物质,烧毁军用怀、产佩等用途. 当加速器产生的中能质子(约1.0 GeV) 与重金属靶(铅、铀等)相互作 用时,将会产生大量的散裂中子.借助散裂中子源驱动次临界核反应堆可获得 较高的、稳定的中子通量和功率分布.根据堆物理基本理论,具布外中子源的 次临界核反应堆热功率为 z E k.rr PT=fJ2Q=-. 一-en v l-ke仔、',,

,・・A , , . 、 式中 Q-一-散裂中子源强度: E 一一每次裂变释放出的能量: v 一一每次裂变释放出的快中子数: keft 一一-次临界堆芯有效增殖因素: fJ;

一一源形状、位置和中子能量修正因子. 我们定义能量放大因子 G 为: G 次临界反应堆热功率 NE k 一=fJ 一一-一~e.ff (2) 一质子加速器束流功率- J l J2 ~-V l-ketT

48 1.系统 式中 e 一一质子平均能量: N 一一每个质子产生的散裂中子平均数. 在这里我们将探讨以产能、废物擅变和增殖核材料为目的的两种加速器驱 动次临界系统:重水慢化压力管式热中子次临界反应堆和快中子次临界反应堆.

2 重水慢化压力管式次临界系统 根据中子平均能量的不同,次临界核反应堆可分为热中子和快中子两种 类型.热中子核反应堆采用了慢化剂,可将快中子有效地慢化为热中子,燃料 浓缩度较低,目前技术较为成熟.因此,采用热中子反应堆作为 RαPS 的加 速器驱动次临界系统具有许多优点. 重水是性能最为优良的慢化剂,压力管式结构可连续换料,这一类型的 结构是目前唯一可采用天然铀作为燃料的动力堆型,燃耗深度可达 7∞O~

10000 MWd / t (U) O 因此,我们讨论加速器驱动压力管式重水慢化, Th+U 次 临界系统,其目标是: (1) 实现燃料增殖.首次添加约1.3%的233U 或者适量 235U , 23于U ,则可实现 平衡,达到充分利用牡资源的目的: (2) 具有较大的能量放大因子: (3) 可檀变 MA 及部分长寿命裂变产物(LLFP). 基于上述思路,我们采用核反应堆物理计算程序 wn由对栅元进行了初 步分析计算,对燃耗深度、能量放大因子等参数作了初步估计.我们得出的初 步结果如表

1 所示 表1T-EA 计算结果 次临界堆型 重水慢化压力管式 功率密度

20 MW/t σb) 换料方式 连续换料 牡装载量

75 t fJ3 u, 0.95 t) 燃料循环 232'η}-"'U 热功率 15∞ MW kdf 0.97 能量放大因子

150 换料周期 5a 加速器束流功率

10 MW (1.0 GeV) 平均燃耗深度 328∞ MWdlt(Th) 电站效率 29.7% 增殖比 约1.0 输出电功率 450MW 与同类型核电站相比,该系统由于在次临界状态运行,加深了燃耗深度, 提高了增殖能力:具有较大的 MA 装载能力.固有安全性得到增强. 静・ I. 系统