钍在轻水堆中利用的研究

摘要

对钍－２３２在轻水堆中利用进行了研究。考虑到现行轻水堆改型的方便，以秦山核电厂反应堆参数为基础，只改变堆芯燃料组分，在可变材料总量不变的条件下，对不同钍－２３２装量进行了多方案研究。结果表明，由于钍－２３２吸收中子后的主要转换产物是铀－２３３，它在热堆中的η值比铀－２３５和钚－２３９的高，因此在同样初始过剩反应性情况下，随着钍－２３２装量的增大，燃耗的加深，堆内易裂变材料总生成量也随这增大，转换比