大型氯盐快堆中钍铀及铀钚循环分析

TL249; 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,...

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Published in:	核技术 Vol. 43; no. 11; pp. 66 - 75
Main Authors:	李晓晓, 余呈刚, 马玉雯, 蔡翔舟, 陈金根, 陈兴伟
Format:	Journal Article
Language:	Chinese
Published:	中国科学院上海应用物理研究所 上海 201800 15-11-2020 中国科学院先进核能创新研究院 上海 201800 中国科学院大学 北京 100049%中国科学院上海应用物理研究所 上海 201800
Subjects:	钍铀循环 嬗变 增殖 氯盐快堆 铀钚循环
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