长寿命放射性废物在聚变-裂变混合堆中燃烧处理的技术可行性研究(英文)

摘要

提出了分别用于锕系元素转化（氮化物燃料或合金燃料包层）和裂变产物转化（以Pu作中子倍增剂的包层）的聚变-裂变混合堆的概念设计。为评估系统的性能,进行了中子学和热工水力学计算。结果表明,在现有或近期能达到的等离子体物理实验参数的堆芯条件下,所研究的包层在中子壁负荷为1 MW/m2,负荷因子为80％时经1年运行可以转化裂变产物90Sr装料的17％或锕系元素装料的23％。因而,此系统能分别燃烧大约40个3GW（t）的压水堆所产生的90Sr废物或65个3GW（t）的压水堆所产生的锕系废物。