1、隨著核電事業(yè)快速發(fā)展，核能安全利用受到普遍關(guān)注，核電站乏燃料后處理（尤其是長(zhǎng)壽命放射性錒系核素后處理）成為解決核電發(fā)展瓶頸的關(guān)鍵技術(shù)。目前分離-嬗變技術(shù)成為國(guó)際上解決乏燃料后處理的研究熱點(diǎn)，而嬗變技術(shù)主要研究對(duì)象是熱堆、快堆和加速器驅(qū)動(dòng)次臨界裝置。
　　 本課題主要研究熱中子堆嬗變技術(shù)，在結(jié)合已有的成果基礎(chǔ)上，提出高通量超熱中子堆嬗變方案，通過蒙特卡洛程序(MCNP)對(duì)稠密柵棒型熱堆、快堆和高通量超熱中子堆三類堆芯進(jìn)行建模，對(duì)其

2、中子物理特性和嬗變錒系核素能力進(jìn)行對(duì)比研究，并分析了高通量超熱中子堆芯加入鋼系核素后堆芯反應(yīng)性、中子能譜及中子通量密度的變化情況。
　　 本文對(duì)稠密柵棒型熱堆和快堆的嬗變性能也進(jìn)行了比較，同時(shí)對(duì)核電發(fā)展現(xiàn)狀，我國(guó)錒系核素累積趨勢(shì)，先進(jìn)核燃料循環(huán)體系，分離-嬗變技術(shù)發(fā)展及現(xiàn)狀，蒙特卡洛方法原理及涉及的中子物理計(jì)算等方面理論進(jìn)行了闡述。
　　 本文得出主要結(jié)論有：1）MA核素在中子通量密度達(dá)到1016n/cm2·s數(shù)量級(jí)超熱