加速器驱动次临界钍焚烧堆初步中子学设计与分析

	加速器驱动次临界钍焚烧堆初步中子学设计与分析
	李原野 1; 王明煌 2; 廉超 2; 蒋洁琼 2
刊名	核科学与工程
	2017
卷号	037
关键词	钍加速器驱动次临界系统中子学
ISSN号	0258-0918
其他题名	Preliminary Neutronics Design and Analysis for Accelerator Driven Subcritical Thorium Burning Reactor
英文摘要	本文针对加速器驱动次临界系统进行钍资源利用的优势,提出了铅基加速器驱动次临界钍焚烧堆（CLEAR-Th）概念。该概念采用钍钚混合氧化物燃料,冷却剂采用液态铅铋,T91钢作为包壳材料和结构材料,初始有效增殖因数keff设计为0.98,1.5GeV能量的质子流强工作在10mA以内,使用大型集成中子学计算与分析系统VisualBUS和混合评价核数据库HENDL进行计算分析。初步结果表明：CLEAR-Th设计实现了稳定焚烧钍产能的设计目标,有望实现稳定的闭式钍铀燃料循环,并具有长寿命次锕系物质生成量低、固有安全性良好等特点。
语种	中文
CSCD记录号	CSCD:6146785
内容类型	期刊论文
源URL	[http://ir.hfcas.ac.cn:8080/handle/334002/47431]
专题	中国科学院合肥物质科学研究院
作者单位	1.中国科学技术大学 2.中国科学院核能安全技术研究所 3.中国科学院核能安全技术研究所 4.中国科学院核能安全技术研究所
推荐引用方式 GB/T 7714	李原野,王明煌,廉超,等. 加速器驱动次临界钍焚烧堆初步中子学设计与分析[J]. 核科学与工程,2017,037.
APA	李原野,王明煌,廉超,&蒋洁琼.(2017).加速器驱动次临界钍焚烧堆初步中子学设计与分析.核科学与工程,037.
MLA	李原野,et al."加速器驱动次临界钍焚烧堆初步中子学设计与分析".核科学与工程 037(2017).