小型模塊化增殖焚燒快堆MA嬗變性能分析

馬玉雯 陳金根 余呈剛 伍建輝 李曉曉

1（中國科學院上海應用物理研究所 上海201800）

2（中國科學院先進核能創新研究院 上海201800）

目前，很多核能系統采取一次通過的方式來處理反應堆里卸出的乏燃料，但乏燃料中仍包含許多未經充分利用的易裂變核素U、Pu 及次錒系核素（Minor Actinides，MA），導致鈾燃料利用率低，且乏燃料在放射性廢物處理及長期儲存方面存在很大的風險。乏燃料最小化是核能的可持續發展的重要挑戰之一，而嬗變MA 能夠大幅度降低乏燃料的放射性，實現廢料最小化。所謂MA 嬗變（焚燒），是將MA 核素與中子發生裂變核反應（或者先俘獲再裂變），使之轉換成低原子量、短壽命或者穩定核素，以消除長壽命核素的放射性危害，同時充分利用嬗變釋放的能量。本文主要嬗變對象為壓水堆卸料中的MA，包括237Np、241Am、243Cm、244Cm、243Am 及245Cm，核素成分見表1［1］。前4 個核素的裂變截面與可裂變核素232Th、238U 類似，引發裂變的中子閾能較高（0.1～1 MeV），當E＞0.1 MeV 時，MA 的裂變性能比238U 更好［2］。高效焚燒MA 不僅可以降低放射性核廢料排放，還能提升核燃料的利用效率［3-5］。因此，在多類堆型上均開展了核廢料嬗變的相關研究，如：輕水堆、加速器驅動次臨界系統（Accelerator Driven Sub-critical System，ADS）、釷基氯鹽快堆、鉛鉍 堆 、CANDU（CANada Deuterium Uranium）堆等［6-11］。

表1 次錒系核素成分Table 1 Composition of MA

當前的核能利用主要基于熱中子反應堆，但是熱堆上MA 嬗變對堆內中子通量密度要求較高，且大部分是通過俘獲中子生成其它超鈾核素，而非裂變轉化為穩定核或低放核；然而在快堆中，由于堆內中子通量密度高，且MA 在快譜下有更高的裂變俘獲比，使得其能夠獲得更佳的嬗變性能［12-15］。……