热堆中钍铀转化规律

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【摘要】

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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（Boiling Water Reactor，BWR）、压水堆（Pressurized

【作者】

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张海青林俊曹长青朱天宝朱智勇

【机构】

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中国科学院上海应用物理研究所嘉定园区

【出处】

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核技术

【发表日期】

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2015年5期

【关键词】

：

中子注量率中子能谱钍铀转化率 Neutron fluence rate Neutron spectrum Conversion rate of 232T

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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（Boiling Water Reactor，BWR）、压水堆（Pressurized Water Reactor,PWR）和加拿大重水铀反应堆（Canada Deuterium Oxide Uranium，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

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