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随着核电事业的快速发展,核电站乏燃料后处理(尤其是长寿命放射性废物后处理)是我国核电可持续发展的关键技术。国际上普遍认可的解决乏燃料后处理方法是分离-嬗变技术,本论文提出了在热中子堆中进行次锕系核素(MA)嬗变方案,并通过程序进行了堆芯模拟、参数计算、结果对比等研究,为核电站热中子堆嬗变提供了理论基础。本论文介绍了分离-嬗变技术在国内和国外的发展情况和不同反应堆的嬗变特性,引出嬗变就是将长寿命高放射性废物(次锕系核素和长寿命裂变产物)裂变为短寿命核素或稳定核素,消除高放射性核素的危害；或者是通过俘获反应将其变为具有经济价值的核素。随后对次锕系核素(Np-237、Am-241、Am-243、Cm-244和Cm-245)的性质、截面等进行了研究。次锕系核素的嬗变率计算是通过燃耗程序实现的,而燃耗数据库是程序计算结果是否准确的重要影响因素,本论文研究了反应堆伪裂变产物数据库的制作。国际和国内对热中子反应堆进行次锕系核素(MA)嬗变的研究比较少,但是热中子堆是世界上运行数量最多的反应堆,也是现阶段最具有可能进行次锕系核素嬗变的堆型,于是,本论文对高通量热中子堆和压水堆中嬗变次锕系核素进行了研究,并提出了自己的研究方案。对于高通量热中子堆嬗变次锕系核素,首先利用蒙特卡罗程序(MCNP)研究了堆芯添加次锕系核素后,堆芯keff、中子通量等数据,随后利用燃耗程序SCALE计算了次锕系核素在高通量堆中经过辐照后的嬗变率,并对结果进行了分析。对于压水堆中嬗变次锕系核素,本论文并提出了三种次锕系核素在压水堆中嬗变方案,第一种方案是将次锕系核素与燃料均匀混合；第二种方案是将次锕系核素制作成单独的嬗变棒,替换堆芯中的部分燃料棒；第三种方案是将次锕系核素添加到可燃毒物组件中的可毒物棒位置。对方案一和方案二进首先利用MCNP程序模拟了压水堆堆芯,然后计算了堆芯反应性等参数,对比发现次锕系核素对堆芯的反应性影响较大,如果反应堆要持续运行,就需要提高燃料的富集度,这将会使反应堆内中子性能发生改变,随后利用燃耗程序程序计算了在堆芯中辐照后的嬗变率。第三种方案可以分为两种情况,一种是将次锕系核素添加到可燃毒物棒中不锈钢包壳和锆合金中间的水空隙；另一种方案是次锕系核素代替可燃毒物棒中的部分可燃毒物。利用MCNP程序研究了改变MA添加量、可燃毒物棒数目和可燃毒物棒外径后,堆芯keff等参数的变化,并利用DRAGON软件计算了次锕系核素在反应堆中辐照后的嬗变情况。本论文主要研究了次锕系核素在热中子堆中嬗变,通过数据发现,在高通量热堆中次锕系核素的嬗变率比较高,而压水堆的嬗变率没有高通量热中子堆高。对于第三种嬗变方案,在不锈钢和锆合金之间的水隙中添加次锕系核素的嬗变率比替换部分可燃毒物的嬗变率高；但是,次锕系核素替换部分可燃毒物棒的布置方式,对整个堆芯的结构影响更小。总之,本文进行的研究和计算得到的数据将对我国热堆(尤其是压水堆)嬗变提供理论支持,并为我国嬗变研究提供了一种新的方向。