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余呈刚: 作品数：48 被引量：51H指数：5; 供职机构：中国科学院上海应用物理研究所更多>>; 发文基金：中国科学院战略性先导科技专项国家自然科学基金上海市自然科学基金更多>>; 相关领域：核科学技术自动化与计算机技术理学文化科学更多>>

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熔盐堆^(135)Xe和^(135)Xe^(m)迁移效应对反应性的影响: 2022年; 熔盐堆采用液态燃料盐作为燃料,^(135)Xe作为反应堆中较重要的中子毒物,会随燃料盐的循环而在一回路流动。同时熔盐堆采用氦泡鼓气系统将裂变产物中的氪、氙等气体裂变产物吹出堆芯,提高中子经济性。根据TENDL—2021关于^(135)Xe^(m)热中子吸收截面的评估,其大于^(135)Xe的截面。为更准确地预测氙对反应性的影响,本文基于集总体积法,考虑燃料盐的流动效应,在模型中加入^(135)Xe^(m)热中子吸收截面相关数据,并采用美国8 MW熔盐实验堆(MSRE)的实验结果进行了验证。结果表明,模型计算结果与实验结果符合良好。将包含和不包含^(135)Xe^(m)影响的氙毒在^(233)U或^(235)U为燃料的情况下进行了对比,结果表明,^(135)Xe^(m)对稳态氙毒会产生一定的影响,且随功率的增大影响逐渐增大。最后通过石墨与氦泡之间的相互作用,评估了石墨、燃料盐和氦泡对氙毒的贡献,结果表明,氦泡与石墨之间的相互作用不可忽略。; 吴辰余呈刚蔡翔舟陈金根; 关键词：熔盐堆

氢化锆慢化熔盐堆钍铀转换性能初步分析被引量：3: 2016年; 中子能谱对钍基燃料在熔盐堆中的利用效率及温度反馈系数等安全问题有较大影响,所以对熔盐堆新型慢化剂的研究具有重要意义。本工作基于SCALE6计算程序,对不同几何栅元结构的氢化锆栅元组件在熔盐堆的物理性能进行了研究,分别计算了中子能谱、钍铀转换比、^(233)U浓度、总温度反馈系数以及燃耗等中子物理参量。结果表明,减小六边形栅元对边距或者增加熔盐占栅元体积比可以增加钍铀转换比和改善温度反应性系数;当加入的氢化锆慢化剂体积份额为0.1时就可以将熔盐堆^(233)U初始浓度降低到2.5×10^(-2)以内;氢化锆慢化熔盐堆在超热谱条件下,其^(233)U初装载量和超铀核素产量较小,同时堆芯较为紧凑。; 吴攀蔡翔舟余呈刚陈金根徐刚; 关键词：熔盐堆

后处理效率对熔盐堆燃料循环性能的影响被引量：1: 2021年; 化学后处理是液态熔盐堆的重要特征之一,其后处理效率将会影响堆芯燃料循环的中子学性能,因此,有必要研究不同后处理方案对熔盐堆燃料循环性能的影响。本文基于65 MW熔盐堆堆芯结构,重点研究后处理模式对熔盐堆中子学性能的影响。采用批处理方式,选取不同的后处理方案及效率,借助熔盐堆后处理耦合程序,对剩余反应性、低富集铀添加量、重金属摩尔比和燃耗深度等中子学性能进行研究。研究结果表明:裂变产物的分离效率对燃料循环性能的影响最为明显,当裂变产物分离效率从0%增加到100%,该熔盐堆运行40年时低富集铀的添加量节省约520 kg,重金属摩尔比降低约9.6%,燃耗深度提高约10%。相对于裂变产物,超铀核素由于具有裂变特性且累积量小等特点,其去除效率对中子学特性的影响较小。本研究的理论模拟计算可为核素去除及其效率的选择提供参考依据。; 邹春燕伍建辉余呈刚余呈刚朱贵凤蔡翔舟邹杨; 关键词：熔盐堆燃料循环

一种液态熔盐堆生产高活度比Sr-89和Sr-90的方法以及系统: 本发明公开了一种液态熔盐堆生产高活度比Sr‑89和Sr‑90的方法以及系统，包括：提供一种布置有若干石墨慢化组件的液态熔盐堆，Kr‑89和Kr‑90在堆运行时直接裂变产生，采用吹气方法将气体裂变产物Kr从熔盐堆中分离，首...; 余呈刚吴辰邹春燕王小鹤陈金根邹杨蔡翔舟; 文献传递

放射性同位素生产装置: 本发明公开了一种放射性同位素生产装置。该放射性同位素生产装置包括：一端开口的容纳管，用于填装燃料盐；容纳管内设置有第一进气管和第二进气管；所述第一进气管的顶端和所述第二进气管的顶端均位于所述燃料盐的液面以上；所述第一进气...; 朱贵凤邹杨严睿康旭忠陈金根邹春燕余呈刚周波; 文献传递

一种反应堆系统防核扩散性能评估方法: 本发明公开了一种反应堆系统防核扩散性能评估方法，所述方法将各评估项进行加权求和，所述评估项包括核材料吸引力水平评估、核材料释热评估、自发裂变率评估、<Sup>233</Sup>U中<Sup>232</Sup>U杂质量评估...; 马玉雯伍建辉余呈刚陈金根邹杨; 文献传递

小型模块化增殖焚烧快堆MA嬗变性能分析被引量：2: 2020年; 次锕系核素(Minor Actinides,MA)作为长寿命高放射性核废料,在乏燃料放射性中占据主导位置。乏燃料最小化是保证核能可持续发展的重要环节,而嬗变是安全处置乏燃料的有效途径。小型模块化增殖焚烧(Breed and Burn,B&B)快堆的中子经济性较好,燃烧寿期长,装料方式灵活多样,可用于增殖产生易裂变核燃料、嬗变长寿命核废料,从而解决核电发展中前端核燃料供给和后端乏燃料处理问题。本文分析对比了U3-MA和U5-MA燃料装载模式的临界、燃耗和安全性能,并系统研究了两种装料模式在B&B快堆上嬗变MA的性能。结果表明:两种装料方式均能达到较好的嬗变性能,且MA的添加还能使反应堆寿期更长,堆芯中子经济性更高;此外,从安全性能上来看,添加MA对钍铀燃料循环的缓发中子份额影响较弱,但是对其燃料多普勒系数影响较强,这为后续钍铀、铀钚燃料循环选取合理的MA装载份额提供了参考依据。; 马玉雯陈金根余呈刚伍建辉李晓晓; 关键词：燃料循环

棒状氢化锆慢化钍基熔盐堆燃料组件稳态核热耦合程序开发: 2020年; 基于蒙特卡罗粒子输运程序MCNP与自主开发的子通道热工水力学程序SubTH,开发了棒状氢化锆慢化钍基熔盐堆燃料组件稳态核热耦合程序MCNP-SubTH,解决核热耦合程序因网格类型不同难以耦合的问题,程序具有普适性。MCNP-SubTH通过外耦合的方式进行MCNP和SubTH之间的数据交换,将MCNP计算得到的功率场加载到SubTH的求解文件中,然后将SubTH计算得到的密度和温度场更新到MCNP的输入卡中,实现程序迭代计算。分模块验证了MCNP-SubTH的准确性,并用MCNP-SubTH对棒状氢化锆慢化钍基熔盐堆燃料组件进行了稳态核热耦合计算,验证了核热耦合方法的有效性。; 朱帆伍建辉余呈刚马玉雯陈金根蔡翔舟; 关键词：MCNP程序稳态

利用超铀核素启动的小型模块化钍基熔盐堆中子学性能研究被引量：2: 2020年; 压水堆乏燃料中的超铀燃料(Transuranic isotopes,TRUs)含有大于50%的易裂变燃料,可作为熔盐堆钍铀循环的启动燃料。基于小型模块化钍基熔盐堆,采用TRUs和Th分别作为裂变燃料和增殖燃料,研究堆芯熔盐石墨比和初始重金属摩尔份额两个重要参数对堆芯中子能谱、233U产量、石墨寿命、温度反应性系数、TRUs消耗量等中子学特性的影响,为利用TRUs和Th的小型模块化钍基熔盐堆的堆芯参数选择提供依据。基于批处理周期及固有安全性等限值,给出满足要求的TRUs启动小型模块化钍基熔盐堆的燃料利用方案,分析其燃耗时间内的中子学特性。结果表明:采用压水堆中超铀核素作为易裂变燃料,是启动小型模块化钍基熔盐堆钍铀燃料循环的理想选择。在满足5 a石墨寿命和固有安全性(−5~−8 pcm∙K−1)等限值的条件下,选择重金属摩尔份额为6%、堆芯熔盐石墨比为25%的堆芯结构参数可得到较佳的燃料利用率。此时,热功率为150 MW、满功率运行5 a时,铀的年产量可达16.0 kg∙a−1,TRUs的年消耗量约36.1 kg∙a−1,可有效减少当前超铀乏燃料的储存。; 邹春燕余呈刚余呈刚朱贵凤郭威蔡翔舟陈金根

大型氯盐快堆中钍铀及铀钚循环分析被引量：1: 2020年; 氯盐快堆具有核燃料溶解度高和快中子能谱的优势,为实现高增殖性能和高嬗变性能提供了可能。基于2500 MWth的氯盐快堆,研究了Th-U循环和U-Pu循环的中子学特性,包括临界参数、燃耗演化、增殖性能和嬗变性能。钍铀循环(U3+Th)和铀钚循环(Pu9+DU)的点火燃料分别为233U和239Pu,它们的可转换材料分别为232Th和贫铀(Depleted Uranium,DU)。同时,也分析了TRU作为点火燃料的过渡模式,即TRU+Th和TRU+DU。结果表明:对于大型氯盐快堆:1)考虑堆内锕系核素的中子吸收率、堆内平均裂变中子数(ν)和转换比,U3+Th需要不定期添料才能维持临界,Pu9+DU、TRU+DU和TRU+Th不需要添料即可连续运行的时间分别为46 a、50 a和29 a;2)相比其他三种核燃料循环模式,TRU+Th具有较优的自持增殖性能和较高的嬗变性能。; 李晓晓李晓晓马玉雯余呈刚陈金根陈兴伟

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