钍基熔盐堆和核能综合利用

正发展具有经济可行性、固有安全性且能够更好地解决核燃料和核废料问题的未来先进核能系统,始终是国际核能科技界的努力方向和研发热点,以此为目标,国际核能界在2002年遴选出了六种第四代先进核能系统的候选堆型。钍基熔盐堆是其中唯一的"液态燃料+高温+常压"堆型,其采用氟化熔盐作为核燃料载体或冷却剂,能够在线添加核燃料和处理裂变产物,国际公认适合于钍基核燃料的高效利用。随着技术的进步,被认为是最容易实现商     

小型模块化熔盐堆钍利用方案

钍基熔盐堆（Thorium Molten Salt Reactor,TMSR）核能系统先导专项的研究目标是研发第四代裂变反应堆核能系统（即钍基熔盐堆）。为充分利用液态燃料熔盐堆的在线添料与在线燃料处理的优势,同时考虑熔盐堆的快速部署,TMSR先导专项部署了小型模块化熔盐堆。考虑燃料处理技术现状及其可能的发展方向,小型模块化熔盐堆钍利用方案采用"三步走"战略。第一阶段采用在线加料与离线处理,实现钍的成规模利用;第二阶段采用在线加料和在线处理（U）与离线处理（MA）的结合,实现钍的高效利用;第三阶段采用在线加料及在线处理全部重金属,实现钍的自持增殖利用。随着"三步走"战略的逐步实施,钍铀燃料循环模式及后处理性能稳步提高,重金属利用率得到明显改善,同时有效降低了卸料毒性。考虑燃料许可容易度和建堆时间,首先为钍利用方案第一阶段布置了三种可能的启堆燃料,分别为低富集铀、低富集铀加钍和233U加钍。计算结果显示:以低富集铀启堆时,燃料循环性能与水堆相当;以233U启堆时,燃料利用率明显高于水堆,且其放射性毒性比水堆低约2个数量级。The missions of the Thorium Molten Salt Reactor (TMSR) Nuclear Energy System are to research and develop the thorium based molten salt reactors (MSR) belonging to the fourth generation of nuclear fission reactor system. A Small modular Molten Salt Reactor (SmMSR) is deployed to make full use of the advantages of online refueling and online reprocessing and to consider the rapid deployment of MSR. An innovative "three-stage" strategy of thorium utilization based on SmMSR is proposed to take the current condition of fuel reprocessing and its future evolution. The first stage can realize the thorium utilization at a large scale with online refueling and off-line processing. The second stage can obtain efficient thorium utilization with online refueling, online processing of uranium and off-line processing of minor actinides (MAs). The third stage is implemented with self-sustaining or breeding mode with online refueling and online processing of all heavy metals. Along with the development of three stages, the utilization of heavy metals will be obviously improved and the radio-toxicity will be significantly reduced. A SmMSR is designed to achieve the goals of the first stage of thorium utilization. And three kinds of nuclear fuel cycles with different startup fuel types (i.e., low enriched uranium (LEU), thorium mixed with LEU (LEU+Th) and thorium mixed with 233U (233U+Th)) are implemented. The results show that the performance for fuel cycle containing LEU is comparable to the pressurized-water reactor (PWR). Meanwhile, the nuclear utilization for that containing 233U is much higher than PWR, and the radio-toxicity for which is lower by ~2 magnitudes than that for PWR.     

铅基反应堆研究进展与应用前景

正1.概述核能是一种清洁、安全、高效的能源,具有大规模替代化石能源的潜力,在世界能源结构中占有重要地位。由于目前正在大规模应用的热中子反应堆存在资源利用率低、放射性废物积累和潜在核安全问题,特别是福岛事故后,安全性更高、可持续性更好的先进核能系统成为未来主要发展趋势。铅基反应堆(以下简称"铅基堆")是采用铅基材料(铅或铅合金)作为一回路系统冷却剂的反应堆。     

新型钍基熔盐堆多物理计算模型及分析

针对熔盐堆系统特点,提出了包含堆芯及其他主回路系统在内的多物理紧密耦合计算模型,并在此基础上自主开发了多物理分析程序TANG-MSR。利用该程序进行了新型钍基熔盐堆(TMSR)的设计,并对设计方案进行了稳态及瞬态分析。相关计算结果表明,TANG-MSR所采用的多物理模型能够很好地捕捉熔盐堆的主要物理现象,提出的新型熔盐堆设计在安全性和可持续性方面表现优异。关键词:多物理模型;新型钍基熔盐堆;稳态;瞬态 Abstract: Key words:     

钍基熔盐堆新型栅格设计与优化

利用上海核工院自主开发的SONG/TANG-MSR程序系统,通过大量的方案筛选,在熔盐燃料成分、慢化剂材料以及栅格结构等方面对钍基熔盐堆（TMSR）栅格进行设计优化。提出采用无铍熔盐作为燃料,以提高重核（ThF4, UF4）溶解度;采用氧化铍（BeO）作为慢化剂,从而提高中子经济性;创新性地采用熔盐燃料与慢化剂隔离的SiC包壳管设计,保持堆芯结构的稳定性和抗辐照性能。对优化后的栅格设计计算结果表明:新型的熔盐堆栅格设计具有很高的增殖比并保持负功率系数,从而满足下一代核能系统可持续性和安全性要求。     

TMSR白光中子源关键核数据实验进展

钍铀燃料循环核数据的精度和可靠性直接关系着钍基熔盐堆的安全性和经济性。目前大多数核数据都是基于铀钚燃料循环进行开发,若直接用在钍基熔盐堆上将会出现核设计不确定度较高的问题。为了提高钍基熔盐堆物理设计所需核数据的适用性,中国科学院上海应用物理研究所自行设计并建造了紧凑型的15 MeV电子加速器驱动的白光中子源(Photoneutron Source,PNS),用于开展钍铀燃料循环核数据的实验测量。该装置已通过技术验收,并进行了一系列关键核素的核数据测量,检验了现用核数据的可靠性,为相关核素的核数据评价与改进提供了基础实验数据。     

我国核能的现状和前景

国民经济的发展及人口的增长，使我国对能源的需求与日俱增．本文从资源、技术、经济及环境影响出发，论述了我国煤、石油、天然气、水能、太阳能、风能和核能的发展现状和前景，认为开发核能是解决我国能源、环境和交通问题的根本出路． 当前，压水堆是我国核电的主要堆型．在目前及今后一段时期，核电是我国利用核能的主要方向．到下世纪，能增殖核燃料的快堆将成为我国的主要堆型．我国的快堆开发，要走金属型核燃料快堆的道路．快堆使人类有充裕的时间，去迎接聚变堆时代的到来．     

邮票上的物理学史(55)--核能作为动力

二战后,核能的和平利用被提上了日程.核能独特的优点是:1) 核能是储量丰富的能源.根据专家估算,按现在的能源消耗速度,地球上的石油40年后即将耗尽,煤也只可开采200多年.煤和石油还是重要的化工原料,而核能是地球上储量最丰富的能源,地球上的核裂变燃料即铀矿和钍矿资源,按其所可释放的能量计算,是化石能源的20倍,开发和利用核能来替代煤和石油作为后续能源已是当务之急,而聚变燃料氘更是广泛存在,如能实现可控聚变,人类就不必再为能源担心了.2) 核能是清洁的能源.它不产生二氧化碳,不会引发温室效应,产生的其他污染物也少,有利于保护环境.不过,裂变燃料产生的废料具有放射性,有的放射性废料的半衰期很长,对其处理是一大难题.最近,有人提出了用加速器或反应堆加以照射以处理的建议.     

核能与聚变裂变混合能源堆

未来20年将是核能发展的一个关键时期.2035年左右,快堆有望投入商用;磁约束聚变、激光聚变、Z箍缩聚变也都有演示堆计划.聚变演示堆存在纯聚变与聚变裂变混合能源堆两种可能,而后者可降低聚变功率,缓解高能中子对材料的辐照损伤.另外,氘氚聚变供能时间有限.文章介绍了混合能源堆的概念.能源堆可充分利用铀资源,且后处理不涉及铀钚分离,有很好的防扩散性能.裂变堆、聚变堆、能源堆共同发展,可望使核能在不太长的时间内获得大规模应用,并可为人类提供千年以上的能源供应.     

国际热核实验反应堆计划及其对中国核能发展战略的影响

随着世界人口增长和经济持续发展,能源短缺问题变得越来越严峻,世界各国都在努力寻找煤、石油、天然气等化石能源的替代能源.核聚变能具有清洁、高效、资源丰富等优点,是最有希望解决人类能源问题的途径之一.文章指出了发展核聚变能的重要性,回顾了磁约束聚变研究的历程,简述了国际热核实验反应堆(ITER)计划的进展及中国的相关研究情况,最后对中国核能发展战略作出展望.     

锂离子电池材料的中子衍射研究

 历史上每一次人类社会的重大进步都伴随着能源的变革。化石能源的利用给人类社会带来极大便利的同时,也对我们赖以生存的自然环境造成了巨大破坏,发展绿色、清洁、高效的可替代能源是当代科技工作者肩负的重要使命。当前,各国都在加大对核能、太阳能、风能、生物能、水能等清洁能源的开发力度,大量的人力和物力投入到这一能源变革之中。     

液体燃料熔盐堆三维瞬态耦合分析

根据熔盐堆的流动特性,采用多群扩散理论,建立液体燃料熔盐堆的三维中子动力学模型和流动传热模型,开发针对液体燃料熔盐堆的三维核热耦合程序,并分析瞬态情况下MOSART堆的物理热工特性.结果表明：堆芯热工参数的瞬态变化直接影响物理参数的变化,液体熔盐堆具有较明显的温度负反馈特性.     

新型钍基熔盐堆堆芯方案及燃耗分析

采用自主开发的SONG/TANG-MSR栅格/堆芯分析程序对新型钍基熔盐堆（TMSR）进行堆芯布置与燃耗分析计算。根据前期的栅格分析相关工作,TMSR采用了无铍（BeF2）燃料熔盐、氧化铍慢化剂以及碳化硅包壳,并在组件栅格初步优化分析的基础上,通过全堆芯计算对熔盐栅格进一步优化和分析,给出了堆芯三区布置方案。该方案具有较高的增殖比,负的功率系数,以及较平的温度分布。根据该堆芯方案,在考虑熔盐在线处理情况下进行了熔盐燃耗计算分析。结果表明,堆芯具有较高的增殖比、较短的倍增时间以及长期稳定运行能力。新型的钍基熔盐设计大大提高了增殖性能,同时又确保堆芯具有足够的安全性能。     

离线测量钍快中子裂变反应率方法

钍快中子裂变反应率是钍铀燃料循环中的重要数据.为了测量基于聚变-裂变混合能源堆包层概念设计的钍样品在宏观中子学装置中的钍快中子裂变数据,发展了钍快中子裂变率的离线活化γ测量方法.通过测量232Th裂变碎片85mKr的β衰变产物85Rb发射的151.16 keV特征γ射线,并结合钍裂变产额数据,获得了钍样品装置中232Th裂变反应率的分布.详细介绍了此方法的原理和影响因素,并利用14 MeV的D-T中子源在贫铀球壳中开展了校验实验,实验不确定度为5.3%—5.5%.采用MCNP5程序和ENDF/B-VI及ENDF/B-VII数据库模拟计算的结果与实验结果在实验不确定度内基本符合,这证明该方法能够有效地模拟装置中232Th裂变反应率.     

次临界能源堆物理设计进展

聚变-裂变混合能源堆包括聚变中子源和次临界能源堆,主要目标是生产电能。回顾了国内外混合堆的发展历史,给出混合能源堆设计的边界条件和约束条件,说明次临界能源堆以铀锆合金为燃料、水为冷却剂的设计思想。利用输运燃耗耦合程序MCORGS计算了混合能源的燃耗,给出了中子有效增殖因数、能量放大倍数和氚增殖比等物理量随时间的变化。通过分析能谱和重要核素随燃耗时间的变化,说明混合能源堆与核燃料增殖、核废料嬗变混合堆的不同特点。论述了混合堆的热工设计并进行了安全分析。对于燃耗数值模拟程序,通过多家对算,保证其计算结果的可信性。针对次临界能源堆的特点,利用贫铀球壳建立了贫铀聚乙烯装置和贫铀LiH装置,并且专门设计加工了天然铀装置,开展铀裂变率、造钚率、产氚率等中子学积分实验,验证了数值模拟的可靠性。     

受控热核聚变发展现况

核聚变动力的应用将提供几乎是无限，清洁的新一代能源，当前已经看到受控热核聚变的科学可能性，在利用核聚变生产动力之前，还要解决其工艺技术可行性及经济竞争能力等问题，聚变裂变混合堆是改善其经济性和减少工艺技术难点的方向之一，还可创造一个核能利用的有效途径。     

新概念熔盐堆堆芯稳态热工水力计算

针对第四代国际核能论坛提出的新概念熔盐堆堆芯的具体特点,采用DRAGON程序计算了堆芯轴向和径向功率分布因子,并对熔盐堆的燃料盐和石墨慢化剂分别建立数学模型,通过数值方法对新概念熔盐堆的稳态热工水力特性进行了模拟.计算得到了堆芯燃料盐的流量分配,代表元件内燃料盐和内外壁温度沿轴向的变化.     

我国高温气冷堆技术及产业化发展

正一、前言1.高温气冷堆简介高温气冷堆属于热中子裂变反应堆,用氦气作冷却剂,石墨作慢化材料,采用包覆颗粒燃料以及全陶瓷的堆芯结构材料。模块式高温气冷堆安全性好、氦气堆芯出口温度高,是目前国际核能领域公认的新一代核能系统,在工艺供热、核能制氢、高效发电、空间电源甚至军用领域都有广泛的应用前景。高温气冷堆的高温特性和安全性能首先源于其独特的包覆颗粒燃料(图1)。目前压水堆使用的燃料由氧化铀陶瓷芯块和锆合金包壳组成,高温气冷     

目前核能发展的趋向

本文简要分析了当前世界和我国核能发展的趋向和特点,说明核能发展虽因三里岛和切尔诺贝利核电站的重大事故而受到严重挫折,但仍表现出持续增长的趋势,并沿着更安全、更经济和综合利用的路途,在向新一代中、小型堆和未来快中子增殖堆、聚变堆的方向发展,核能将逐渐成为21世纪的世界主要能源. This paper briefly analyses the present developing trend and features of nuclear energyin the world and our country.Although the nuclear energy development was subjected to the serious set back because of the accidents of Three Mile Island and Chernobyl s nuclear power plants,it hasbeen growing toward the way of more safe、more economic、multiple purpose、medium and small re-actor and future fast neutron advanced reactor.The nuclear energy will be the main energy source of21th century all over the world.     

基于4MV静电加速器的高温辐照装置研制及离子辐照初步实验

为了模拟钍基熔盐堆(TMSR)材料的中子辐照损伤,基于中国科学院上海应用物理研究所(SINAP)的4 MV静电加速器,研制了一台专用的离子束辐照装置。装置主要由束流传输线和高温、高真空靶室组成。束流传输线装有用于束流磁场扫描和束流监测的设备。装置可提供H~+,He~+,Ar~+等束流用于离子束辐照,束流最高能量4 Me V,最大流强2μA。辐照温度范围为液氮温度至950℃。辐照面积最大为30 mm×30mm。装在靶室的由旋转铝片构成的变能器对束流能量进行调制,可以在样品中得到均匀的辐照损伤。初步的实验结果表明,装置适用于高温合金及其他熔盐堆材料的辐照损伤研究。