球床高温堆钍-铀混合氧化物装载方案中子学与事故分析

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球床高温堆钍-铀混合氧化物装载方案中子学与事故分析

夏冰, 李富, 魏春琳, 陈福冰, 徐晓琳, 经荥清

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夏冰, 李富, 魏春琳, 陈福冰, 徐晓琳, 经荥清. 球床高温堆钍-铀混合氧化物装载方案中子学与事故分析[J]. 核动力工程, 2014, 35(S2): 31-33. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0031

引用本文:

夏冰, 李富, 魏春琳, 陈福冰, 徐晓琳, 经荥清. 球床高温堆钍-铀混合氧化物装载方案中子学与事故分析[J]. 核动力工程, 2014, 35(S2): 31-33. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0031

Xia Bing, Li Fu, Wei Chunlin, Chen Fubing, Xu Xiaolin, Jing Yingqing. Neutronics and Accident Analysis of Th-U-MOX Loading in Pebble Bed High-temperature Reactors[J]. Nuclear Power Engineering, 2014, 35(S2): 31-33. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0031

Citation:

Xia Bing, Li Fu, Wei Chunlin, Chen Fubing, Xu Xiaolin, Jing Yingqing. Neutronics and Accident Analysis of Th-U-MOX Loading in Pebble Bed High-temperature Reactors[J]. Nuclear Power Engineering, 2014, 35(S2): 31-33. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0031

夏冰, 李富, 魏春琳, 陈福冰, 徐晓琳, 经荥清. 球床高温堆钍-铀混合氧化物装载方案中子学与事故分析[J]. 核动力工程, 2014, 35(S2): 31-33. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0031

引用本文:

夏冰, 李富, 魏春琳, 陈福冰, 徐晓琳, 经荥清. 球床高温堆钍-铀混合氧化物装载方案中子学与事故分析[J]. 核动力工程, 2014, 35(S2): 31-33. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0031

Xia Bing, Li Fu, Wei Chunlin, Chen Fubing, Xu Xiaolin, Jing Yingqing. Neutronics and Accident Analysis of Th-U-MOX Loading in Pebble Bed High-temperature Reactors[J]. Nuclear Power Engineering, 2014, 35(S2): 31-33. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0031

Citation:

Xia Bing, Li Fu, Wei Chunlin, Chen Fubing, Xu Xiaolin, Jing Yingqing. Neutronics and Accident Analysis of Th-U-MOX Loading in Pebble Bed High-temperature Reactors[J]. Nuclear Power Engineering, 2014, 35(S2): 31-33. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0031

球床高温堆钍-铀混合氧化物装载方案中子学与事故分析

doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0031

清华大学核能与新能源技术研究院, 北京, 100084

作者简介:
夏冰（1978—），男，助理研究员，现主要从事反应堆物理研究工作

中图分类号: TL329⁺.2
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出版历程
- 收稿日期: 2014-11-06
- 修回日期: 2014-12-17
- 网络出版日期: 2025-02-15

Neutronics and Accident Analysis of Th-U-MOX Loading in Pebble Bed High-temperature Reactors

Institute of Nuclear and New Energy Technology, Tsinghua University, Beijing, 100084, China

摘要: 根据钍-铀混合氧化物燃料在高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）框架下的中子学与瞬态事故特性,基于铀原子份额和燃料碳/重金属比例2种参数的参数分析,寻找混合氧化物（MOX）装载的优化方案。分析结果表明,随着碳/重金属比例的减小,单位产能对应的天然铀需求量降低,同时以失冷失压事故后燃料温度为代表的安全特性参数都逐渐恶化;最优化方案相比于HTR-PM实际燃料装载方案,可节省约8.5%的U₃O₈需求量[²0 kg/（GW·d）];同时混合氧化物方案对钍燃料的利用率很低,仅为6%左右,必须进一步探索提高钍燃料在线利用率的途径。
- 钍基燃料循环 /
- 球床式高温气冷堆 /
- 钍-铀混合氧化物燃料 /
- 天然铀装载需求 /
- 失冷失压事故
Abstract: The neutronics and accidental features of HTR-PM with Th-U-MOX fuel loading are investigated. The parametric analysis is performed on the uranium fraction in MOX fuel and the C/HM ratio, for the optimization of Th-U-MOX loading. It is revealed that the requirement of natural uranium per energy production decreases when the C/HM ratio decreases. The optimized scheme reduces the uranium requirement for 8.5% and provides thorium utilization as low as 6%.
- Thorium-based fuel cycle /
- Pebble bed high temperature reactor /
- Th-U-MOM fuel /
- Requirement of natural uranium /
- DLOFC

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