热堆中钍铀转化规律 - 张海青 林俊 曹长青 朱天宝 朱智勇 (核技术, 2015)
钍铀燃料循环以其优异的物理和化学特性，受到核能界的广泛关注。本文利用单群的点燃耗计算程序ORIGEN，分别研究了钍燃料在沸水堆（Boiling Water Reactor，BWR）、压水堆（Pressurized Water Reactor,PWR）和加拿大重水铀反应堆（Canada Deuterium Oxide Uranium，CANDU，又称坎杜堆）能谱中辐照时，232Th、233Th、233Pa、233U等核素生成量随中子注量率和中子能谱的变化规律，并探索了多次“辐照-冷却”循环对钍铀转化率的影响。计算结果表明，能谱相同时，233Th和233Pa存量的最大值与注量率有关；233U存量的最大值与注量率无关，大概在注量（注量率×时间）为4×10^16n·cm-2左右；注量率相同时，能谱越硬，333U存量的最大值越大。采取循环“辐照-冷却”可以提高233Th-233U的转化率，对于相同的总辐照时间，每次循环周期内的辐照时间越短，相对于总辐照时间相同的单次辐照，转化率增量提高越明显；当总辐照时间超过两个月时，循环辐照对转化率增量的作用较小，与单次辐照不冷却相比，转化率相对增量不超过1倍。