DRAGON程序处理含钍燃料的适用性评价及CANFLEX组件计算

摘要

当前核电燃料多依赖于235U，按目前核电发展速度，235U资源将在化石燃料前消耗殆尽。232Th是可转换核素，在俘获中子后可增殖成为易裂变核素233U。我国钍资源储量约是铀资源储量的6倍，且钍基燃料产生的高放长寿命核废物量较铀燃料更少。因此，开展钍基燃料的相关研究将对核裂变能可持续发展具有重要意义。
　　DRAGON程序加载WLUP项目提供的核数据库处理铀燃料具有较好的计算精度，但是对于钍基燃料问题，由于涉及钍元素的核数据精度及钍、铀重核间的共振干涉效应，其适用性有待进一步探究。
　　使用DRAGON程序加载WLUP项目提供的核数据库验算钍铀基准问题，进而评价DRAGON程序及WLUP数据库用于处理钍基燃料的可靠性及计算精度。结果表明：DRAGON程序在默认网格参数、慢化剂体积份额较高的情况下，计算结果误差随慢化剂与燃料体积比的扩大而增加；经网格间距调整后，其结果有所改善。在网格优化的基础上，处理轻水慢化钍铀栅元问题时，endfb6与 endfb6gx数据库的计算结果最优；处理重水慢化钍铀栅元问题时，jendl3、jendl3gx数据库的结果与基准的实验值最为接近。
　　DRAGLIB格式核数据库是DRAGON程序自有的核数据库格式，具有能谱划分更细、核素种类更全、燃耗链更完整、支持先进共振计算方法等优点。本文还探讨了通过NJOY程序加工DRAGLIB格式数据库的流程，并进行了初步可靠性验证。
　　CANFLEX组价是先进坎杜堆（ACR）所采用的组件类型，使用DRAGON程序分别对铀燃料与钍燃料的CANFLEX组价建模，并进行中子学初步计算。结果表明：对于铀燃料CANFLEX组件，4圈燃料棒核子密度随燃耗深度的变化有所不同，最外圈燃料棒的235U核子密度下降最为明显，中心燃料棒由于存在毒物Dy元素，其核子密度变化最为平缓。对于含钍CANFLEX组件，232Th元素的核子密度随燃耗的深入程下降趋势。233U随着232Th的增殖积存量逐渐增加，核子密度程上升趋势。
　　本研究的计算模型与结果可进一步用于开展钍铀燃料重水堆物理特性研究，对重水慢化钍基燃料的设计、研发提供了参考依据。

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第一章 绪论

1.1研究背景

1.2钍燃料优势

1.3 国内外研究现状

1.4 本论文的课题来源及选题意义

1.5 主要研究内容

第二章 计算程序简介

2.1 理论基础

2.2 DRAGON程序简介

2.3 DRAOGN程序模块

2.4 本章小结

第三章 WLUP数据库用于钍铀临界问题基准验证

3.1 WLUP核数据库简介

3.2 基准问题模型

3.3 网格方案

3.4 网格修正后基准题计算

3.7 本章小结

第四章 DRAGLIB格式数据库用于钍铀临界问题基准验证

4.1 DRAGLIB格式核数据库概述

4.2 DRAGLIB加工流程

4.3 DRAGLIB基准验证

4.4 本章小结

第五章 DRAGON程序对CANFLEX组件的燃耗计算

5.1 CANFLEX组件简介

5.2 传统CANFLEX组件计算

5.3 含钍CANFLEX组件计算

5.4 本章小结

第六章 结论与展望

6.1 结论

6.2展望

参考文献

成果目录

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