论文部分内容阅读
熔盐堆（Molten Salt Reactor,MSR）,作为第四代反应堆论坛（Generation-IV Forium,GIF）六种候选堆型中唯一的液态燃料反应堆,在高温常压下运行,具有热电转换效率高、固有安全性好等优点。与传统的固体燃料反应堆不同,熔盐堆可以实现在线提取裂变产物和添加核燃料,既减小了毒物对中子的吸收,又避免了较高的剩余反应性。而基于钍-铀（Th-U）燃料循环的熔盐堆,在快谱和热谱下均可实现燃料增殖,可充分利用我国储量丰富的钍资源,并且长寿命放射性超铀核素的产量比U-Pu燃料循环低。针对熔盐堆可在线后处理的特点,本工作首先基于中子学分析软件SCALE6.1,在钍铀组的工作基础上,开发了一套适用于熔盐堆燃耗计算的后处理模块MSR-RS,并且以法国熔盐增殖堆（Molten-Salt Breeding Reactor,MSBR）和熔盐快堆（Molten Salt Fast Reactor,MSFR）为基准,从增殖比（Breeding Ratio,BR）、倍增时间（Double Time,DT）、核素质量演化等角度进行了验证,结果表明该模块适用于带有后处理的熔盐堆燃耗计算。钍基熔盐堆在快谱下增殖比大、在热谱下临界所需核燃料的装载量低,因此为结合不同能谱下的优点,本文提出了一种单流双区钍基熔盐堆（Single-Fluid Double-Zone Thoriumbased Molten Salt Reactor,SD-TMSR）的初步概念设计。首先通过分别改变内、外区熔盐孔道半径调节两区的慢化比和中子能谱,分析了BR、233U初始装载量和DT的变化规律。结果表明,当内、外区熔盐石墨比分别为0.357和1.162时,倍增时间具有最优值。然后将石墨六棱柱边长降至7.5 cm,温度反应性系数改善至-2 pcm/K。最后基于优化后的几何模型,使用MSR-RS进行燃耗计算,分析了不同后处理方案对Th-U燃料增殖性能的影响。结果表明,SD-TMSR的核燃料初装量低,并且具有较高的增殖性能。当熔盐后处理速率为5m3/d时,倍增时间只需16年;当后处理速率为200 L/d时,即可实现自持。无论何种后处理方案,堆芯在60年的运行过程中均可保持良好的温度负反馈。另外,对熔盐快堆MSFR的研究发现,堆芯上、下层合金的中子吸收率较大,增殖盐利用率较低。因此本工作尝试新增轴向增殖盐以提高燃料增殖性能,新增石墨反射层以提高钍利用率。然后使用MSR-RS进行燃耗分析,结果表明,改进后的模型IMSFR在BR、233U年产量和DT等方面比MSFR有明显改善。BR在80年的运行中可维持在1.10以上,对应的233U年产量和DT分别是130 kg和36年,并且有较大的温度负反馈。还有,MSFR的7Li富集度为99.9995%,但是高纯度的7Li熔盐制备面临较高的技术挑战和经济成本,因此本文还从BR、233U产量、DT、能谱、核素吸收率以及氚产量等角度分析了7Li富集度的影响。结果表明,7Li富集度为99.95%时的Th-U燃料增殖性能并没有比99.9995%时的增殖性能有明显降低,因此在熔盐快堆中推荐使用7Li富集度为99.95%的熔盐。