【技术实现步骤摘要】
液态熔盐堆超铀燃料运行固有安全性的改善方法
本专利技术属于核反应堆工程设计领域，具体涉及一种液态熔盐堆超铀燃料运行固有安全性的改善方法。
技术介绍
当前商用堆燃料循环采用“一次性”通过循环方式和固态燃料组件，燃料利用率低，乏燃料中高放射性的超铀元素(TRU)含量高，是目前核能长期健康发展面临的一大难题。回收利用超铀元素是解决降低当前核废料储存，实现核能可持续发展的有效途径之一。由于乏燃料中TRU中易裂变元素含量高(＞50％)，可以作为液态熔盐堆的燃料，利用液态熔盐堆回收利用TRU，变废为宝。但是由于TRU中易裂变元素(例如Pu239和Pu241)在热中子能量(0.02eV～0.04eV)范围内存在明显的裂变共振峰，会引起正温度反馈，不利于液态熔盐堆运行的固有安全性。改善正温度反馈问题是液态熔盐堆回收利用乏燃料中TRU的首要问题之一。
技术实现思路
本专利技术为了克服现有技术中液态熔盐堆回收利用乏燃料中超铀元素(TRU)存在正温度反馈问题而不利于液态熔盐堆运行的固有安全性的缺陷，从而提供了一种液态熔盐堆超铀...
【技术保护点】
1.一种液态熔盐堆超铀燃料运行固有安全性的改善方法，其包括以下步骤：/nS1、将燃料盐和中子吸收体混合，得到超铀燃料；所述燃料盐包括基盐和超铀元素的氟盐，所述超铀元素的氟盐在所述燃料盐中的初始摩尔百分比为0.01％～0.1％；所述中子吸收体在热中子能量范围内存在共振吸收峰；/nS2、将所述超铀燃料作为液态熔盐堆的燃料并运行所述液态熔盐堆；其中，所述液态熔盐堆为石墨慢化通道式液态熔盐堆，其堆芯内部布置有若干个含通道的石墨慢化组件，所述超铀燃料填充于所述石墨慢化组件的通道中；所述超铀燃料与所述石墨慢化组件的体积比为5％～40％；在运行过程中在线补加所述超铀元素的氟盐，以维持堆芯...
【技术特征摘要】
1.一种液态熔盐堆超铀燃料运行固有安全性的改善方法，其包括以下步骤：
S1、将燃料盐和中子吸收体混合，得到超铀燃料；所述燃料盐包括基盐和超铀元素的氟盐，所述超铀元素的氟盐在所述燃料盐中的初始摩尔百分比为0.01％～0.1％；所述中子吸收体在热中子能量范围内存在共振吸收峰；
S2、将所述超铀燃料作为液态熔盐堆的燃料并运行所述液态熔盐堆；其中，所述液态熔盐堆为石墨慢化通道式液态熔盐堆，其堆芯内部布置有若干个含通道的石墨慢化组件，所述超铀燃料填充于所述石墨慢化组件的通道中；所述超铀燃料与所述石墨慢化组件的体积比为5％～40％；在运行过程中在线补加所述超铀元素的氟盐，以维持堆芯反应的临界值为1.0～1.01，且不超过所述超铀元素的氟盐在所述基盐中的溶解上限。
2.根据权利要求1所述的液态熔盐堆超铀燃料运行固有安全性的改善方法，其特征在于，步骤S1中，所述超铀元素包括钚元素和次锕系元素，所述次锕系元素在所述超铀元素中的摩尔百分比不超过12.5％；
其中，所述次锕系元素包括镎、镅、锔、锫、锎、锿和镄各自同位素中的一种或多种；较佳地，所述次锕系元素包括Np、Am和Cm各自同位素中的一种或多种；更佳地，所述次锕系元素包括Np-237、Am-241、Am-243、Cm-242、Cm-243、Cm-244、Cm-245、Cm-246、Cm-247和Cm-248中的一种或多种；更佳地，所述次锕系元素包括Np-237、Am-241、Am-243、Cm-244和Cm-245；最佳地，所述次锕系元素包括Np-237(50.4％)、Am-241(27.2％)、Am-243(15.2％)、Cm-244(6.4％)和Cm-245(0.8％)，所述百分比为各核素占所述次锕系元素总摩尔数的摩尔百分比；
其中，所述钚元素包括Pu-238、Pu-239、Pu-240、Pu-241和Pu-242中的一种或多种；较佳地，所述钚元素包括Pu-238、Pu-239、Pu-240、Pu-241和Pu-242；更佳地，所述钚元素包括Pu-238(3.1％)、Pu-239(52.4％)、Pu-240(24.6％)、Pu-241(12.2％)和Pu-242(7.7％)，所述百分比为各核素占所述钚元素总摩尔数的摩尔百分比；
较佳地，所述超铀元素的氟盐为TRUF3。
3.根据权利要求1所述的液态熔盐堆超铀燃...
【专利技术属性】
技术研发人员：邹春燕，余呈刚，伍建辉，陈金根，蔡翔舟，邹杨，
申请(专利权)人：中国科学院上海应用物理研究所，
类型：发明
国别省市：上海;31
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