姓名：杨莹

毕业时间：2012年

工作单位：河北省电力勘测设计研究院

研究方向：乏燃料嬗变

论文题目：基于压水堆嬗变长寿命裂变产物99Tc和129I的计算研究

论文摘要：

     反应堆运行中产生的放射性核废物含有大量的长寿命裂变产物和次锕系核素，对生物圈造成长期潜在的危害，制约着核能的可持续发展。分离和嬗变策略是解决高放废物处置问题的有效途径，有利于提高铀资源利用率和实现废物最少化。考虑到99Tc和129I的热中子截面比快中子截面大得多，并且我国投入商用的成熟堆型几乎都是压水堆，因此对高毒性高地质迁移性的长寿命裂变产物99Tc和129I在压水堆中的嬗变进行了系统的理论研究。

     为了对嬗变模型进行较为准确的模拟以及计算温度相关的物理量，利用NJOY程序制作了温度相关截面库；开发了接口程序（核素提取程序），实现了MCNP与ORIGEN2程序的输运燃耗耦合。

首先，为了确定最佳的嬗变能力，设计了不同的靶件栅元方案。对于靶材料的化学形式，选择金属Tc单质和金属化合物NaI进行嬗变。对于慢化剂，提出了4种候选慢化剂（Be、H2O、石墨和ZrH2），经过分析最终选择ZrH2。关于靶件栅元的结构，共提出了4种设计方案，通过对Keff、反应率、微观吸收截面等物理参数分析，最终选取Tc与铀燃料混合方案和NaI与ZrH2混合方案。

     其次，在全堆芯计算的基础上，设计了不同的堆芯装载方案。计算结果表明，在一个换料周期（18个月）内，99Tc的最大嬗变率是15.69%，129I的最大嬗变率是9.18%。如果多次循环，嬗变支持比及嬗变率会提高。增大加入堆芯的初始嬗变核素份额，嬗变支持比会有所增加。

     最后，对不同堆芯方案进行了整体安全性分析，结果表明引入长寿命裂变产物以后，堆芯Keff降低并且随燃耗的变化幅度变小；堆芯径向中子通量密度分布无明显变化但是径向功率峰因子降低；比较燃料温度系数、慢化剂温度系数、硼微分价值以及控制棒价值，得出在反应性温度系数及反应性控制方面不会导致安全问题。

     因此，通过本文的研究结果可知在压水堆中嬗变99Tc和129I具有现实可行性，对长寿命裂变产物的处置有一定的参考和应用价值。