臺灣博碩士論文加值系統

摘要

本論文針對美國麻省理工學院MIT設計的700MW鉛冷式快中子反應器ABR進行模擬與特性分析。ABR鉛冷式快中子反應器利用其快中子能譜的特性來處理用過燃料束內的次要錒系元素(MA)。MIT使用蒙地卡羅程式MCNP4C來對其設計的ABR鉛冷式快中子反應器來進行模擬，其燃耗部分則是使用ORIGEN2.1來做計算，而其連接軟體是 MCODE。本論文使用不同於MIT所使用的蒙地卡羅程式及燃耗程式對ABR鉛冷式快中子反應器進行爐心模擬。
ABR鉛冷式快中子反應器每週期爐心內使用的超鈾元素含量約為2.81公噸。本研究以每15天抽動控制棒來維持臨界，求得週期的平均長度為427.5天，一致。爐心平均燃耗為112.78 GWD/MTU，略高於參考文獻在平衡週期的爐心平均燃耗100GWD/MTU。每週期平均減少的Pu元素約為268kg，次要錒系元素(MA)平均減少的量約為48.5kg。每週期平均燒掉約11%的超鈾元素，重量約為316.5kg。燃料的燃耗計算結果與文獻的結果比較，發現燃燒的超鈾元素總重量差異很小，<0.1%。但有部分核種：Pu-238、Pu-240、Pu-242及Cm-244的燃耗結果與文獻有大於10%的差異。控制棒佈局的不同是造成兩者差異的可能原因。
ABR對錒系元素燃耗的計算結果與熔鹽式反應器MSR比較顯示，在ABR中 鈽元素的消耗量小於MSR，次要錒系元素如Am、Cm的消耗量則比MSR大。

第一章、緒論
第二章、研究方法
第三章、ABR爐心特性與計算分析
第四章、鉛冷式反應器焚燒錒系元素的能力與MSR焚燒錒系元素的能 力比較
第五章、結論與未來工作

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