加速器驱动洁净核能系统中的燃耗行为分析.pdf

第35卷第1期原子能科学技术Vol.35,No.1
2001年1月AtomicEnergyScienceandTechnologyJan.2001

文章编号:100026931(2001)0120073206

加速器驱动洁净核能系统中的燃耗行为分析

樊胜1,赵志祥2,丁大钊2

(11北京大学技术物理系,北京100871;
21中国原子能科学研究院核物理研究所,北京102413)

摘要:研究了加速器驱动洁净核能系统(ADS)次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明:ADS
具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命
超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在
利用U2Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th2U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆
都是可以工作的;而对于U2Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。
关键词:加速器驱动洁净核能系统;累积;嬗变
中图分类号:TL411+11文献标识码:A

加速器驱动洁净核能系统(ADS)是把加速器与反应堆联系在一起的一个能产生能量和嬗
变长寿命放射性废物的新型核能系统[1～7]。ADS的初始装料可用天然钍和铀(甚至是贫化铀
等)[1,2,4,5],增殖产生的易裂变核素在系统内达到饱和,通过裂变稳定地输出能量。ADS中次
临界堆内核素的燃耗行为和压水堆(PWR)中的不同。在热中子、低通量的情况下,241Am、
243Am、237Np等次要锕系核素(MA)是长寿命放射性废物,但在快中子谱和高中子通量情况
下,这些核废物可以转化为有用的核燃料。
[8,9]
本工作利用ADS-P程序研究初始装料为天然钍、铀和堆内中子能谱分别为热堆谱、
快堆谱、硬化快堆谱条件下超铀核素的年产量与输出电功率为1GW、燃耗为33000MW·d/t
的压水堆(PWR)[8]的比较。

1计算结果
111超铀核素的累积
表1列出利用Th2U、U2Pu燃料循环的次临界堆在输出电功率为1GW条件下超铀核素

收稿日期:1999208223;修回日期:1999211208
基金项目:国家自然科学基金资助项目(19675073)
作者简介:樊胜(1968—),男,湖南常德人,在读博士后,核物理专业

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的年产量与1GW、燃耗为33000MW·d/t的压水堆(PWR)[8]的比较。
从表1可看出:在同样输出功率下,利用Th2U燃料循环的次临界堆超铀核素的年产量远
低于PWR,利用U2Pu燃料循环的热中子次临界堆的超铀核素的年产量与PWR相当。
随着中子能谱的硬化,次临界堆中超铀核素累积的年产量逐渐变少。利用Th2U和U2Pu
燃料循环的快堆的超铀核素的年产量远少于相应的热堆。在相同的中子能谱下,利用Th2U
燃料循环的次临界堆的超铀核素的年产量远低于利用U2Pu燃料循环。

表1Th2U和U2Pu循环超铀核素年产量和PWR的比较

Table1TheannualoutputperGWofMAwithTh2UandU2Pukg·(GW·a)-1
不同能谱(MeV)下的超铀核素年产量
循环系统核素PWR1)
热中子01455017118
Th2U235U3109419113801573
238U2113×10-41135×10-45142×10-61175×10-8
238Pu41523106×10-32147×10-23141×10-4911×10-7
239Pu1541119×10-3216×10-31158×10-42126×10-9
240Pu61154117×10-41186×10-41156×10-7418×10-11
241Pu26.96.22×10-58.53×10-62.77×10-96.1×10-13
242Pu16.043.24×10-53.94×10-75.48×10-118.8×10-15
237Np13.2(14.1)2)1.54×10-29×10-36.58×10-33.1×10-5
241Am18.1(2.2)2)3.16×10-65.1×10-71.77×10-103.5×10-15
242Am0.0265.0×10-99.0×10-111.80×10-14
243Am3.3(2.8)2)6.32×10-95.17×10-109.7×10-151.2×10-19
242Cm6×10-5(0.2)2)1.1×10-61.4×10-83.03×10-12
243Cm0.0127.9×10-9