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液态燃料氯盐快堆最小需求燃耗分析

彭玉 朱贵凤 牛淼淼

彭玉, 朱贵凤, 牛淼淼. 液态燃料氯盐快堆最小需求燃耗分析[J]. 核动力工程, 2022, 43(5): 51-55. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0051
引用本文: 彭玉, 朱贵凤, 牛淼淼. 液态燃料氯盐快堆最小需求燃耗分析[J]. 核动力工程, 2022, 43(5): 51-55. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0051
Peng Yu, Zhu Guifeng, Niu Miaomiao. Minimum Required Burnup Analysis of Liquid-fueled Molten Chlorine Salt Fast Reactor[J]. Nuclear Power Engineering, 2022, 43(5): 51-55. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0051
Citation: Peng Yu, Zhu Guifeng, Niu Miaomiao. Minimum Required Burnup Analysis of Liquid-fueled Molten Chlorine Salt Fast Reactor[J]. Nuclear Power Engineering, 2022, 43(5): 51-55. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0051

液态燃料氯盐快堆最小需求燃耗分析

doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0051
详细信息
    作者简介:

    彭 玉(1990—),女,副教授,现主要从事熔盐堆物理方向的研究,E-mail: upuppeng@foxmail.com

  • 中图分类号: TL426;TL433

Minimum Required Burnup Analysis of Liquid-fueled Molten Chlorine Salt Fast Reactor

  • 摘要: 为探究采用增殖燃烧模式运行的液态燃料氯盐快堆的平均卸料燃耗深度,基于中子平衡分析方法,选取5种常用氯盐,提出在线清除裂变气体和难溶裂变产物方案来维持增殖燃烧运行模式,主要研究分析了氯盐的重金属密度和在线处理方案对最小需求燃耗的影响以及无限栅元模型下维持增殖燃烧模式可接受的堆芯中子损失项。分析表明68NaCl-32UCl3和20UCl3-80UCl4的最小需求燃耗分别是30.47%FIMA(FIMA是指已裂变原子数与初始的总装料金属原子数之比)和10.28%FIMA;清除裂变气体和难溶裂变产物后,60NaCl-40UCl3可接受的中子损失项从3.49%提高到10.68%。结果表明氯盐的重金属密度对最小需求燃耗有明显影响,同时清除裂变气体和难溶裂变产物能够较大提高燃料盐系统的中子经济性,以及提高增殖燃烧模式运行可接受的堆芯中子损失项。

     

  • 图  1  中子平衡示意图

    Figure  1.  Schematic Diagram of Neutron Balance

    图  2  不同燃料盐的过剩中子数随燃耗深度的变化

    Figure  2.  Excess Neutron Number with Burnup for Various Fuel Salts

    图  3  60NaCl-40UCl3无限增殖因子和过剩中子数随燃耗的变化     

    Figure  3.  Evolution of Infinite Multiplication Factor and Excess Neutron Number with Burnup for 60NaCl-40UCl3

    图  4  60NaCl-40UCl3处理前后无限增殖因子随燃耗的变化

    Figure  4.  Infinite Multiplication Factor with Change of Burnup for 60NaCl-40UCl3

    图  5  60NaCl-40UCl3在不同中子损失项下过剩中子数随燃耗的变化      

    Figure  5.  Evolution of the Excess Neutron Number for 60NaCl-40UCl3 at Various Neutron Loss Terms

    表  1  B&B模式堆型常用燃料和燃料盐的密度

    Table  1.   Densities of Common Nuclear Fuels and Fuel Salts for B&B Type Reactors

    固态燃料类型UNUCU-10ZrU-10MoU
    有效密度/%8585757575
    燃料孔隙率/%66000
    燃料理论密度/(g·cm−313.5912.5815.8016.7018.53
    燃料实际密度/(g·cm−310.8610.0511.8512.5313.90
    燃料重金属密度/(g·cm−310.9110.3010.6711.2913.90
    堆芯重金属密度/(g·cm−35.615.246.216.578.10
    液态氯盐类型68NaCl-32UCl360NaCl-40UCl315NaCl-15UCl3-70UCl4UCl420UCl3-80UCl4
    密度/(g·cm−33.323.643.643.563.79
    堆芯重金属密度/(g·cm−30.720.992.802.202.39
      注:①堆芯燃料占比取为43.7%;②燃料盐温度为900 K
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    表  2  Q=0时各方案最小需求燃耗对比

    Table  2.   Comparison of Minimum Required Burnup of Each Scheme when Q=0

    燃料盐类型最小需求燃耗/%FIMA
    不处理清除裂
    变气体
    清除裂变气体和
    难溶裂变产物
    68NaCl-32UCl330.4727.2519.65
    60NaCl-40UCl319.6019.0915.83
    UCl410.5110.459.61
    20UCl3-80UCl410.2810.219.40
    15NaCl-15UCl3-70UCl411.2611.1810.22
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    表  3  各方案可承受的最大中子损失项和对应的最小需 求燃耗

    Table  3.   Maximum Acceptable Neutron Loss Term and the Corresponding Minimum Required Burnup for Each Scheme

    燃料盐类型不处理清除裂变气体和难溶裂变产物
    最大中子
    损失项/%
    最小需求
    燃耗/%FIMA
    最大中子
    损失项/%
    最小需求
    燃耗/%FIMA
    68NaCl-32UCl30.3335.707.4946.40
    60NaCl-40UCl33.4935.3010.6847.06
    UCl412.1532.8318.4046.62
    20UCl3-80UCl412.3031.2918.7246.22
    15NaCl-15UCl3-
    70UCl4
    11.0533.2717.4747.12
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  • [1] GREENSPAN E, HEIDET F. Energy sustainability and economic stability with breed and burn reactors[J]. Progress in Nuclear Energy, 2011, 53(7): 794-799. doi: 10.1016/j.pnucene.2011.05.002
    [2] HOMBOURGER B, PAUTZ A, KREPEL J, et al. On the feasibility of breed-and-burn fuel cycles in molten salt reactors: FR17[R]. Vienna: International Atomic Energy Agency, 2017.
    [3] HOMBOURGER B, KŘEPEL J, PAUTZ A. Breed-and-burn fuel cycle in molten salt reactors[J]. EPJ Nuclear Sciences & Technologies, 2019, 5: 15.
    [4] HOMBOURGER B A. Conceptual design of a sustainable waste burning molten salt reactor[Z]. Lausanne: EPFL, 2018.
    [5] KASAM A. Conceptual design of a breed & burn molten salt reactor[D]. Cambridge: University of Cambridge, 2019.
    [6] MARTIN M V, AUFIERO M, GREENSPAN E, et al. Feasibility of a breed-and-burn molten salt reactor[J]. Transactions of the American Nuclear Society, 2017, 116: 1174-1176.
    [7] HEIDET F, GREENSPAN E. Neutron balance analysis for sustainability of breed-and-burn reactors[J]. Nuclear Science and Engineering, 2012, 171(1): 13-31. doi: 10.13182/NSE10-114
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出版历程
  • 收稿日期:  2021-09-24
  • 修回日期:  2022-04-08
  • 刊出日期:  2022-10-12

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