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研究生:張仲翔
論文名稱:熔鹽式反應器對錒系元素焚燒能力的評估計算
指導教授:薛燕婉許榮鈞
學位類別:碩士
校院名稱:國立清華大學
系所名稱:核子工程與科學研究所
學門:工程學門
學類:核子工程學類
論文種類:學術論文
論文出版年:2010
畢業學年度:98
語文別:中文
論文頁數:112
中文關鍵詞:熔鹽式反應器錒系元素
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摘要
本研究經過蒐集與統整熔鹽式反應器相關文獻,挑出幾種較具代表性的反應器設計作比較,最後選擇俄國熔鹽式反應器作為研究的對象。其功能主要為焚燒用過核燃料內具長半衰期的錒系核種,能使高階用過核燃料最少化。
本研究採用蒙地卡羅方法程式進行反應器臨界計算,並與燃耗計算程式組成之程式序列作為主要模擬工具。由於熔鹽式反應器在運轉過程中,有別於其它類型固體燃料反應器,它具有可即時線上添加燃料與移除分裂產物的特色,所以光靠原有的單一模擬程式序列,並無法滿足模擬上的需求。因此本研究建立了線上再處理的模擬機制搭配模擬程式,以交互接龍的方式模擬近似熔鹽式反應器實際運轉情形。本研究模擬俄國熔鹽式反應器運轉長達30年的爐心狀態,並探討運轉過程中的一些現象趨勢,且與文獻進行對照,包括添加燃料、核種消耗趨勢等,來佐證模擬結果是否合理。另外也對爐心中子物理特性進行分析,如中子通率分佈、熱功率分佈等。最後模擬計算得出對錒系元素的焚燒效果。
本研究另外將模擬俄國熔鹽式反應器運轉30年焚燒過後所得之剩餘核種與未經焚燒前之錒系核種進行放射特性的分析比較,包括:核種活度、衰變熱、中子源、伽瑪射線能量。其中核種活度乘以由ICRP-72報告所提供的攝入劑量係數可得到核種放射毒性。
本研究計算出台灣核電廠錒系元素年產量用來評估俄國熔鹽式反應器的適用性,並與壓水式反應器使用CONFU-B燃料束設計達到焚燒錒系元素的能力進行比較。
最後嘗試利用Python語言開發進行自動化的計算程式,並利用wxPython將自動化程式視窗化以利使用者方便操作,取代大部分需人為手動處理之動作。除了可提升工作效率,還可避免因人為處理數據而發生錯誤的可能性。


第一章 緒論
第二章 各類型熔鹽式反應器統整比較
第三章 計算方法介紹與熔鹽式反應器運作模式建立
第四章 以MOSART為基準之簡易型爐心模擬結果
第五章 未來工作與建議
第六章 結論
參考文獻







參考文獻
1. Charles W. Forsberg, “Molten salt reactors,” The Americas Nuclear Energy Symposium, Miami, Florida, October 16–18, 2002.
2. Charles W. Forsberg and Ehud Greenspan, “Molten salt reactors (MSRs): coupling spent fuel processing and actinide burning,” Advances in Nuclear Fuel Management III (ANFM 2003), South Carolina, USA, October 5–8, 2003.
3. Charles W. Forsberg, “An advanced molten salt reactor using high-temperature reactor technology,” 2004 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants, Pittsburgh, Pennsylvania, June 13-17, 2004.
4. Paul N. Haubenreich et al., “Experience with the molten-salt experiment,” ORNL, Tennessee 37830, 1969.
5. A. Nuttin, et al., “Potential of thorium molten salt reactors:etailed calculations and concept evolutions in view of a large nuclear energy production,” CNRS/IN2P3 - UJF - ENSPG, 38026 Grenoble Cedex, France, 2003.
6. Kazuo Furukawa et al., “A road map for the realization of global-scale thorium breeding fuel cycle by single molten-fluoride flow,” Energy Conversion and Management 49, 1832–1848, 2008.
7. Koshi Mitachi et al., “Performance of a 200 MWe molten-salt reactor operated in thorium-uranium fuel-cycle,” Tsukuba, Japan, Oct 9-13, 2005.
8. Jacques Bouchard, “GEN-IV international forum,” Annual Report, 2007.
9. Victor Ignatiev, “ISTC-1606 and ISTC-3749 programmes review of main results, future plans “, ALISIA final meeting, Paris, March 04, 2008.
10. P. Hosnedl, V. Ignatiev, O. Matal, “Material for MSR,” ALISIA final meeting, Paris, March 04, 2008.
11. Thierry Auger﹐Gerard Barreau﹐Jean-Pierre Chevalier﹐Xavier Doligez﹐Sylvie Delpech, Hubert Flocard﹐Bernard Haas, Daniel Heuer﹐Elsa Merle-Lucotte, “The CNRS research program on the thorium cycle and the molten salt reactor,” June 2008.
12. Jean Vergnes, David Lecarpentier, “The AMSTER concept (Actinides molten salt transmuter),” 92141 Clamart Cedex, France, 2002.
13. A. Mourogov, P. M. Bokov, “Potentialities of the fast spectrum molten salt reactor concept:REBUS-3700,” BP408-92141 Clamart Cedex, France, 2006.
14. M. Hron, M. Mikisek, “Experiment verification of design input of the SPHINX concept of MSR (project EROS – Experimental zero power salt reactor SR-0),” Czech Republic, 2008.
15. L. Mathieu, et al., “Thorium molten salt reactor:from high breeding to simplified,” 53, avenue des Martyrs, F-38026 Grenoble Cedex, France, 2003.
16. Elena Rodriguez-Vieitez, et al., “Transmutation capability of one-through critical or sub-critical molten-salt reactor,” University of California, Berkeley, CA 94720-1730, USA, 2002.
17. Elena Rodriguez-Vieitez, et al., “Optimization of a molten-salt transmuting reactor,” University of California, Berkeley, CA 94720-1730, USA, 2002.
18. E. Merle-Lucotte, et al., “Fast thorium molten salt reactors started with plutonium,” International Congress on Advances in Nuclear Power Plants, Reno, NV USA, June 4-8, 2006.
19. Elsa Merle-Lucotte, et al., “Optimization and simplification of the concept of non-moderated thorium molten salt reactor,” International Conference on the physic reactor, Interlaken, Switzerland, September 14-19, 2008.
20. Victor Ignatiev, et al., “Neutronic propperties and possible fuel cycle of a molten salt transmuter,” RRC-Kurchatov Institute, Russia, 2003.
21. Victor Ignatiev, et al., “Integrated study of molten Na, Li, Be / F salts for LWR waste burning in accelerator driven and critical systems,” Russia, 2005.
22. Victor Ignatiev, et al., “Progress in development of Li, Be, Na / F molten salt actinide recycler & transmuter concept,” Russia, 2007.
23. Nobuhide Suzuki, et al., “Preliminary safety analysis on depressurization accident without scram of a molten salt reactor,” Journal of Nuclear Science and Technology, Vol. 43, No. 7, p. 720–730, 2006.
24. Vladimir Khokhlov, Victor Ignatiev, Valery Afonichkin, “Evaluating physical properties of molten salt reactor fluoride mixtures,” Journal of Fluoride Chemistry, v130, pp.30-37, 2009.
25. P. Hosnedl, V. Ignatiev, O. Matal, “Materials for MSR,” ALISIA final meeting, Paris, March 04, 2008.
26. S. Delpech, et al., “Reactor physic and reprocessing scheme for innovative molten salt reactor system,” Journal of Fluoride Chemistry, v130, pp.11-17, 2009.
27. Mark M. Visosky, “Actinide minimization using pressurized water reactor,” copyright ○c2006 Massachusetts Institute of Technology, 2006.
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