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超临界水堆特定条件下堆芯物理特性及其分析方法的基础研究(2007BC209807)

 

研究目标:提高铀燃料利用率的核心是提高核燃料的转换比,为此需研究目前尚不为大家所知的超临界水堆特定的中子能谱条件下核燃料的转换特性以及各种重同位素成分积累及消耗的规律。。由于超临界水在高温下密度低,慢化能力弱,通过适当的研究与优化设计,可以将超临界水堆的燃料转换比由当前压水堆的0.6提高到接近于1,在相当的燃耗深度条件下,可将燃料利用率提高到目前压水堆水平的5倍以上,这样一方面可以节约铀燃料资源,也可以减少核废物的产生。与此同时,超临界水堆较硬的能谱也使其具备了嬗变长寿命高放废物的潜力,同时有利于对钍燃料、MOX燃料等资源的利用。然而,由于超临界水堆堆芯的非均匀性远比目前一代商用压水堆堆芯要强,同时改变中子能谱、应用新型燃料都将改变反应堆中子物理特性与其内在安全性能。因此,如何精确可靠地分析超临界水堆堆芯的物理特性是本项目研究的一大挑战,这既是确保反应堆既安全运行,又是实现高燃料利用和减少核废料目标的先决条件。

研究内容:

(1)针对超临界水堆特殊燃料成分和运行条件建立相应核数据库

在水冷嬗变堆中,中子能谱介于压水堆的热谱和钠冷快堆的快谱之间。针对这个也被称为“超热”特殊中子谱,研究新型燃料(包括钍燃料、MOX燃料和高放废物的嬗变靶件)和材料的中子反应理论,建立并健全适合超临界水堆研究需要的多群核截面数据库。为系统分析超临界水堆物理性能提供必要的科学基础。

(2)建立超临界水堆堆芯物理分析方法和研究分析平台

超临界水堆的堆芯和燃料组件结构、材料成分、中子能谱等都与现有水冷堆不同。目前常用的堆芯物理分析方法已不再适用。本课题将研究新的分析理论和数值分析方法,建立适用于超临界水堆的堆芯分析平台。

(3)研究超临界水堆中子能谱、铀燃料利用率、嬗变高放废物的能力、使用非铀燃料与反应堆内在安全相联系的科学依据。

研究影响超临界水冷快中子嬗变堆安全性能的关键参数以及它们之间的内在科学联系。在超临界水堆中使用高放锕系元素或其它非铀燃料,将大大改变决定反应堆内在安全特性的关键参数,如缓发中子份额、多普勒系数等建立精确描述安全特性关键参数的科学理论,揭示反应堆安全性能和实现高燃料利用率、减少核废料的内在联系。

 

 

承担单位:清华大学、华北电力大学

课题负责人:王侃

学术骨干:余纲林、周涛、陈义学、彭常宏、施工、刘井泉、周志伟、沈华韵、李林森、张鹏、李泽光




 
 
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作者:admin 时间:2010/9/22 浏览次数:28076
 
 
 
 
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