1 中国科学院上海应用物理研究所上海 201800
2 中国科学院大学北京 100049
惰性基质燃料(Inert Matrix Fuel,IMF)可有效转化钚和长寿命次锕系核素,可以防止核**扩散和提高乏燃料管理能力,是近年来的一个研究热点。溶胶凝胶法具有产品元素分布均匀、湿法操作流程不易产生放射性粉尘等优点,因此,在研究中被用于制备锆基IMF。采用外胶凝工艺制备ThxZr1-xO2惰性基质燃料,以溶黏度为主要的胶凝指征,研究了不同金属离子浓度、不同温度下溶胶黏度随c(NH4+)/c(NO3-)的变化规律,归纳了不同工艺参数条件下的溶胶胶凝行为类型,绘制了胶凝化场图,可为成功制备相应的凝胶湿球提供量化依据。采用X射线衍射(X-ray Diffraction,XRD)研究了经过不同温度热处理之后的核芯结构,结果表明:经过1 350 ℃烧结退火后的微球生成了两相金属氧化物相,ZrO2在氧化钍基底中未生成固溶体,X射线成像结果表明,微球具有良好的球形度且内部没有裂纹。扫描式电子显微镜(Scanning Electron Microscope,SEM)和能量弥散X射线谱(Energy Dispersive Spectrometer,EDS)结果表明,微球内部孔洞致密且元素分布达到分子级均匀。
钍基 惰性基质燃料 胶凝行为 微结构 外胶凝 混合氧化物燃料 Thorium-based Inert matrix fuel Gelation behavior Microstructure External gelation process Mixed-oxide fuel
辐射研究与辐射工艺学报
2023, 41(4): 040701
1 东华理工大学 江西省质谱科学与仪器重点实验室, 江西 南昌 330013
2 兰州大学 核科学与技术学院, 甘肃 兰州 730000
3 中国科学院上海应用物理研究所, 上海 201800
为了促进激光诱导击穿光谱技术在核工业领域中的应用与发展,利用飞秒激光对高纯石墨中的钍(Th)元素开展了定量分析研究。采用标准加样法制备了钍含量在0.35%~35.15%范围内的9个分析样品,以类比钍基核燃料中的钍含量。通过改变光谱采集方式、延时条件及调节飞秒激光脉冲能量对实验条件进行优化。在优化的实验条件下,对所有样品进行激发以采集等离子体光谱信息用于定量分析研究。得出以下结果:对比定点激发采集光谱结果,采用靶面连续移动式的光谱重复性好,钍原子(Th I 396.21 nm)谱线强度获得大约2倍的增强,重复测量的相对标准偏差由20.4%降至5.7%;高含量区间内钍元素谱线存在明显的自吸收效应,采用指数函数对整个含量区间与分析线(Th I 394.42 nm、396.21 nm和766.53 nm)强度进行非线性拟合,可以有效获取分析线的饱和阈值;基本定标法适用于饱和阈值以下的含量区间,分析线对较低含量的未知样品的预测分析具有较高的精确度;采用内标法(以C I 247.85 nm线为内标线),可以实现积分强度和峰值强度与整个区间含量的线性拟合,其中,基于高饱和阈值分析线(766.53 nm)的积分强度能够较好地实现高含量未知样品的含量预测。实验结果说明:飞秒激光诱导击穿光谱技术具有钍基核燃料循环过程中钍含量监测分析的潜力。
飞秒激光诱导击穿光谱 钍 核燃料 定量分析 femtosecond laser-induced breakdown spectroscopy Thorium nuclear fuel quantitative analysis
1 清华大学 工程物理系, 北京 100084
2 上海核工程研究设计院 堆芯设计所, 上海 20023
钍基先进核能系统的发展对核数据提出了新的需求。钍铀循环关键核素的多群数据库是堆芯物理设计与分析计算的基础。因此, 基于权威核数据处理程序NJOY对ENDF/B-VII.1评价核数据库进行处理得到WIMS格式多群截面数据, 利用专用更新处理程序WILLIE得到WIMS格式数据库, 并利用多群堆芯计算程序WIMSD-5B对数据库进行了一系列临界基准检验, 结果表明: 基于ENDF/B-VII.1加工的WIMS库与“WIMS库更新计划”(WLUP) 的网站上发布的最新版本WIMS库的计算结果基本一致, 并且, 在16个钍铀循环基准题检验中, 新加工的WIMS库计算平均误差要比WIMSD5B程序的自带WIMS库的计算结果小0.225 3%, 精度更高, 可靠性更好。
钍铀循环 多群数据库 thorium-uranium cycle WIMSD-5B WIMSD-5B NJOY NJOY multi-group data file 强激光与粒子束
2017, 29(1): 016018
利用上海核工院自主开发的SONG/TANG-MSR程序系统, 通过大量的方案筛选, 在熔盐燃料成分、慢化剂材料以及栅格结构等方面对钍基熔盐堆(TMSR) 栅格进行设计优化。提出采用无铍熔盐作为燃料, 以提高重核(ThF4, UF4) 溶解度; 采用氧化铍(BeO) 作为慢化剂, 从而提高中子经济性; 创新性地采用熔盐燃料与慢化剂隔离的SiC包壳管设计, 保持堆芯结构的稳定性和抗辐照性能。对优化后的栅格设计计算结果表明: 新型的熔盐堆栅格设计具有很高的增殖比并保持负功率系数, 从而满足下一代核能系统可持续性和安全性要求。
下一代核能系统 钍基熔盐堆 栅格设计 高增殖 负功率反馈 next generation nuclear power system thorium molten salt reactor lattice redesign high breeding ratio negative power coefficient 强激光与粒子束
2017, 29(1): 016015
上海核工程研究设计院 先进核电技术研究中心, 上海 200233
采用自主开发的SONG/TANG-MSR栅格/堆芯分析程序对新型钍基熔盐堆(TMSR) 进行堆芯布置与燃耗分析计算。根据前期的栅格分析相关工作, TMSR采用了无铍(BeF2) 燃料熔盐、氧化铍慢化剂以及碳化硅包壳, 并在组件栅格初步优化分析的基础上, 通过全堆芯计算对熔盐栅格进一步优化和分析, 给出了堆芯三区布置方案。该方案具有较高的增殖比, 负的功率系数, 以及较平的温度分布。根据该堆芯方案, 在考虑熔盐在线处理情况下进行了熔盐燃耗计算分析。结果表明, 堆芯具有较高的增殖比、较短的倍增时间以及长期稳定运行能力。新型的钍基熔盐设计大大提高了增殖性能, 同时又确保堆芯具有足够的安全性能。
钍基熔盐堆 燃耗分析 增殖性能 安全性能 thorium molten salt reactor depletion analysis breeding ability safety 强激光与粒子束
2017, 29(1): 016014
上海核工程研究设计院 先进核电技术研究中心, 上海 200233
针对熔盐堆系统特点, 提出了包含堆芯及其他主回路系统在内的多物理紧密耦合计算模型, 并在此基础上自主开发了多物理分析程序TANG-MSR。利用该程序进行了新型钍基熔盐堆(TMSR)的设计, 并对设计方案进行了稳态及瞬态分析。相关计算结果表明, TANG-MSR所采用的多物理模型能够很好地捕捉熔盐堆的主要物理现象, 提出的新型熔盐堆设计在安全性和可持续性方面表现优异。
多物理模型 新型钍基熔盐堆 稳态 瞬态 multi-physics model redesigned thorium molten salt reactor steady state transient state 强激光与粒子束
2017, 29(1): 016013