Nội dung được dịch bởi AI, chỉ mang tính chất tham khảo
Phân tích khả năng sinh sản Th-U cho lò phản ứng muối nóng chảy không lệch vịt điều khiển bằng máy gia tốc
Tóm tắt
Hệ thống điều khiển bằng máy gia tốc dựa trên nhiên liệu muối nóng chảy có một số ưu điểm và đặc điểm độc đáo cho việc sử dụng nhiên liệu hạt nhân tiên tiến. Mục tiêu của công trình này là nghiên cứu khả năng sinh sản Th-U trong các hệ thống này, được biết đến với tên gọi "lò phản ứng muối nóng chảy không lệch vịt do máy gia tốc điều khiển" (ADS-MSR). Các khả năng sinh sản bao gồm tỷ lệ chuyển đổi và sản xuất
$${}^{233}\hbox {U}$$
ròng cho các mức độ không lệch vịt khác nhau và tải trọng các actinide nhỏ (MA) khác nhau đã được phân tích cho một ADS-MSR. Kết quả cho thấy rằng độ không lệch vịt của lõi có ảnh hưởng đáng kể đến việc sinh sản Th-U. Độ không lệch vịt cao có lợi cho việc cải thiện tỷ lệ chuyển đổi, tăng sản xuất
$${}^{233}\hbox {U}$$
ròng, và giảm thời gian gấp đôi. Cụ thể, thời gian gấp đôi cho
$$k _{\mathrm{eff}}$$
bằng 0.99 lớn hơn 80 năm, trong khi giá trị tương ứng cho
$$k _{\mathrm{eff}}$$
bằng 0.93 chỉ khoảng 22 năm. Tuy nhiên, trong một ADS-MSR với tải trọng MA ban đầu cao, MA dẫn đến sự cạn kiệt không thể bỏ qua của
$${}^{233}\hbox {U}$$
trong hai thập kỷ đầu tiên, trong khi làm tăng sản xuất
$${}^{233}\hbox {U}$$
ròng so với các lò phản ứng không có tải trọng MA. Trong suốt 50 năm hoạt động, đối với lò phản ứng không lệch vịt (
$$k _{\mathrm{eff}}=0.97$$
) với tỷ lệ MA tăng từ 1 đến 14%, sản xuất
$${}^{233}\hbox {U}$$
ròng tăng từ 3.94 đến 8.24 t.
Từ khóa
#Th-U #muối nóng chảy #lò phản ứng không lệch vịt #máy gia tốc #actinide nhỏ #tỷ lệ chuyển đổi #sản xuất uraniumTài liệu tham khảo
P.A. Gokhale, S. Deokattey, V. Kumar, Accelerator driven systems (ADS) for energy production and waste transmutation: international trends in R&D. Prog. Nucl. Energy 48, 91–102 (2006). https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2005.09.006
H. Nifenecker, S. David, J.M. Loiseaux et al., Basics of accelerator driven subcritical reactors. Nucl. Instrum. Methods Phys. Res. A 463, 428–467 (2001). https://doi.org/10.1016/S0168-9002(01)00160-7
W. Maschek, X. Chen, F. Delage et al., Accelerator driven systems for transmutation: fuel development, design and safety. Prog. Nucl. Energy 50, 333–340 (2008). https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2007.11.066
M.W. Rosenthal, P.R. Kasten, R.B. Briggs, Molten-salt reactors–history, status, and potential. Nucl. Technol. 8, 107–117 (1970)
Design Study of a Single-Fluid Molten-Salt Breeder Reactor. comp. (Oak Ridge National Lab., Tenn, 1971). https://doi.org/10.2172/4030941
L. Mathieu, D. Heuer, A. Billebaud et al., in Proposal for a Simplified Thorium Molten Salt Reactor. Proceedings of GLOBAL (2005)
E. Merle-Lucotte, D. Heuer, C. Le Brun et al., in Fast Thorium Molten Salt Reactors Started with Plutonium. Proceedings of ICAPP’06. American Nuclear Society (2006), p. 6132-9
K. Furukawa, E.D. Greaves, L.B. Erbay et al., in New Sustainable Secure Nuclear Industry Based on Thorium Molten-Salt Nuclear Energy Synergetics (THORiMS-NES). Nuclear Power-Deployment, Operation and Sustainability (2011), p. 407
K. Furukawa, Y. Kato, S.E. Chigrinov, Plutonium (TRU) transmutation and \({}^{233}\text{ U }\) production by single-fluid type accelerator molten-salt breeder (AMSB). AIP Conf. Proc. 346, 745 (1995). https://doi.org/10.1063/1.49112
I. Slessarev, V. Berthou, M. Salvatores et al., in Concept of the Thorium Fuelled Accelerator Driven Subcritical System for Both Energy Production and TRU Incineration-’TASSE’ (1999)
C.D. Bowman, Once-through thermal-spectrum accelerator-driven light water reactor waste destruction without reprocessing. Nucl. Technol. 132, 66–93 (2000). https://doi.org/10.13182/NT00-1
J. Vergnes, D. Lecarpentier, The AMSTER concept (actinides molten salt transmutER). Nucl. Eng. Des. 216, 43–67 (2002)
A.M. Degtyarev, A.K. Kalugin, L.I. Ponomarev, Cascade subcritical molten salt reactor (CSMSR): main features and restrictions. Prog. Nucl. Energy 47, 99–105 (2005). https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2005.05.008
P.N. Alekseev, R.Y. Zakirov, V.V. Ignatiev et al., Concept of the cascade subcritical molten salt reactor (CSMSR) for harmonization of the nuclear fuel cycle. Genshikaku Kenkyu 43, 5–15 (1999)
J.S. Hendricks, G.W. McKinney, M.L. Fensin, et al., Mcnpx 2.6.0 Extensions (Los Alamos National Laboratory, LA-UR-08-2216, 2008)
M.B. Chadwick, P. Oblozinsky, M. Herman et al., Endf/b-vii.0: next generation evaluated nuclear data library for nuclear science and technology. Nucl. Data Sheets 107, 2931–3060 (2006). https://doi.org/10.1016/j.nds.2006.11.001
T. Mukaiyama, H. Yoshida, T. Ogawa, Minor Actinide Transmutation in Fission Reactors and Fuel Cycle Considerations. IAEA-TECDOC-693, vol. 86 (IAEA, Vienna, Austria, 1993)