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热堆中钍铀转化规律 2015年5月10日 【正式出版版本】 【曾经优先出版版本】
热堆中钍铀转化规律
Simulation study on 232Th-233U conversion in thermal reactors 2015年5月10日 【正式出版版本】 【曾经优先出版版本】
Simulation study on 232Th-233U conversion in thermal reactors
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摘要： - 钍铀燃料循环以其优异的物理和化学特性,受到核能界的广泛关注.本文利用单群的点燃耗计算程序ORIGEN,分别研究了钍燃料在沸水堆(Boiling Water Reactor,BWR)、压水堆(Pressurized Water Reactor,PWR)和加拿大重水铀反应堆(Canada Deuterium Oxide Uranium,CANDU,又称坎杜堆)能谱中辐照时,232Th、233Th、233pa、233U等核素生成量随中子注量率和中子能谱的变化规律,并探索了多次“辐照-冷却”循环对钍铀转化率的影响.计算结果表明,能谱相同时,233Th和233pa存量的最大值与注量率有关;233U存量的最大值与注量率无关,大概在注量(注量率×时间)为4× 1016 n·cm-2左右;注量率相同时,能谱越硬,233U存量的最大值越大.采取循环“辐照-冷却”可以提高233Th-233U的转化率,对于相同的总辐照时间,每次循环周期内的辐照时间越短,相对于总辐照时间相同的单次辐照,转化率增量提高越明显;当总辐照时间超过两个月时,循环辐照对转化率增量的作用较小,与单次辐照不冷却相比,转化率相对增量不超过1倍.
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张海青
林俊
曹长青
朱天宝
朱智勇
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| Author： | ZHANG Haiqing LIN Jun CAO Changqing ZHU Tianbao ZHU Zhiyong |
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中国科学院上海应用物理研究所 嘉定园区 上海201800 |
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核技术 ISTIC EI SCI PKU CSSCI |
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Nuclear Techniques ISTIC EI SCI PKU CSSCI |
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2015, 38(5) |
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TL249 |
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中子注量率
中子能谱
钍铀转化率
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Neutron fluence rate Neutron spectrum Conversion rate of 232Th-233U |
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2015年6月19日 |
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中国科学院战略性先导科技专项 |
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