%0 Journal Article
%T 热堆中钍铀转化规律
%A 张海青
%A 林俊
%A 曹长青
%A 朱天宝
%A 朱智勇
%J 核技术
%P 50601-50601
%D 2015
%R 10.11889/j.0253-3219.2015.hjs.38.050601
%X 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(BoilingWaterReactor,BWR)、压水堆(PressurizedWaterReactor,PWR)和加拿大重水铀反应堆(CanadaDeuteriumOxideUranium,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4×1016n?cm?2左右；注量率相同时，能谱越硬，233U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。
%K 中子注量率
%K 中子能谱
%K 钍铀转化率
%U http://www.j.sinap.ac.cn/hejishu/CN/abstract/abstract404.shtml