钍基柱状高温堆增殖特性相关基础问题研究

Thorium-fuelled block-type high temperature gas-cooled reactors (HTRs) combine technological advantages of Th-U fuel cycles and modular block-type HTRs. They own distinct advantages in thorium utilization, reactor safety and diversified energy utilization, etc, which make block-type HTRs been a good choice for thorium near-term utilization. In order to meet the requirements of proliferation resistance, commercial thorium-fuelled block-type HTRs are not allowed to be ignited by weapon-grade fuels, such as highly-enriched uranium (HEU), which are also used as the fuel of the reactors together with thorium. Based on the GT-MHR, a standard commercial modular block-type HTR, this project aims to analyze value and potential of low-enriched uranium, reactor-grade Pu and reprocessed thorium as driver fuels of the thorium-fuelled block-type HTRs, and the influence of the different types of driver fuels and additional fertile nuclides except Th-232 on the basic nuclear physical performance of the reactors and the performance of thorium fuel. Because the block-type GT-MHR has a fixed reactor core unlike pebble-bed HTRs, five spatial scales for Th-based fuel may be constructed to analyze the separated effects of the fuel in space on the breeding performance of Th-232 in the GT-MHR. Based on the advantage of flexible reactor core configuration of the GT-MHR, the neutron spectrum effect on thorium performance is analyzed by adjusting geometrical parameters of fuel and thus the atomic ratio of moderator to heavy metal without changing the core configuration and system of the GT-MHR. The project is expected to understand fully the three fundamental problems of driver fuels, the spatial separation effect of fuel and the neutron spectrum effect on thorium performance in block-type HTRs. The results of this project provide a way and the theoretical base to use thorium in HTRs in the current environment of nuclear industry, and good reference to other Th-based reactors.

钍基柱状高温堆结合了钍铀燃料循环和柱状高温堆的技术优势，在燃料利用率和反应堆安全性等方面具有显著的特点，可成为钍资源利用的较好的候选堆型。为了满足减小核扩散风险这一新要求，曾采用的钍-高浓缩铀组合已不再成为商用柱状高温堆的首选，这致使钍在高温堆上的利用面临新的问题，如启动燃料的选择。本课题以模块式柱状高温堆GT-MHR为应用对象，分析低浓缩铀、钚和后处理钍基燃料等作为启动燃料的价值和潜力，以及这些启动燃料携带的非易裂变核素对堆内钍增殖特性的影响规律。借助柱状高温堆固定的堆芯构建5个燃料空间分离尺度以分析它对钍基燃料增殖特性的影响规律。利用柱状高温堆灵活的堆芯布置这一结构优势，通过改变燃料的结构参数以研究中子能谱对堆内钍基燃料增殖特性的影响规律。通过本课题的研究，弄清启动燃料、燃料的空间分离尺度和中子能谱对钍基燃料增殖特性的影响这三个关键基础问题，为钍资源在高温堆上的利用提供全面的理论支持。

钍基柱状高温堆具由钍铀循环与柱状高温堆的技术优势，在丰富的钍资源、可达到更深的燃耗以及固有安全性方面存在显著优点，为钍资源的利用创造了良好的条件。本课题利用两步法，依托DRAGON V4程序，开发了一个钍基柱状高温气冷堆堆芯物理计算与换料程序。利用该计算工具，在驱动燃料类型、能谱效应和空间分离效应三个方面对钍基燃料在柱状高温气冷堆上的增殖特性开展了系统的研究。.对于驱动燃料类型，本课题首先采用单批换料方案，控制卸料燃耗深度相同，对低浓缩铀、高浓缩铀、纯U-233、反应堆级钚和武器级钚这五种驱动燃料下的钍基燃料进行了对比，获得了有效增殖系数以及堆内主要核素嬗变规律，得出了不同驱动燃料下钍基燃料的差异根源是不同的可转换核素对中子的吸收能力及其在堆芯中所占得比例。为了进行更具现实意义的分析，进一步对三批换料方案下的不同钍基燃料进行了研究，得出了不同批次下不同钍基燃料的增殖特性。.对于能谱效应，通过改变TRISO燃料核心直径、装量和燃料芯块直径来控制柱状高温气冷堆内碳-重金属之比，进而控制中子慢化过程以及中子能谱。通过对不同驱动燃料下钍基燃料的有效增殖系数随堆芯内部碳-重金属比值变化规律的分析，得出了钍基柱状高温堆中子能谱效应机理，以及具有最佳增殖特性的碳-重金属比值。.对于多尺度空间分离效应，建立了无分离级、TRISO级分离、燃料棒极分离、和组件级分离这四个分离尺度的计算模型，定量地分析了不同空间分离尺度下堆芯平衡循环性能，包括燃料装量、燃料富集度、有效增殖系数、转换比和燃料成本，揭示了多尺度空间分离效应机理，并通过燃料成本模型系统地比较和确定了最佳分离尺度及相应的最佳钍含量。