钍基熔盐堆核能系统

裂变核能是保障能源增长需求和促进节能减排的重要手段。钍基核能具有中子增殖性能好、产生高放废料少和储量丰富等特点;熔盐堆作为第四代先进反应堆的6个候选堆之一,具有钍高效利用、高温制氢、无水冷却、适合小型模块化设计等优势和潜力。发展钍基熔盐堆,对中国的核能战略发展具有重要意义,将会有助于解决中国的能源和环境双重挑战。2011年1月,中国科学院启动战略性先导科技专项——钍基熔盐堆核能系统(TMSR),采取液态熔盐堆和固态熔盐堆两种堆型研发同时部署和相继发展的技术路线,致力于实现基于熔盐堆的钍资源高效利用和核能综合利用,为我国核能发展赢得先机。     

铅基反应堆自然循环与应急余热排出研究

自然循环特性是铅基反应堆一回路的关键运行特性,对反应堆的非能动应急余热排出具有重要的影响,自然循环特性与余热排出能力是反应堆热工水力研究的重要内容。采用多孔介质方法,建立了CiADS铅基堆1/4三维计算模型,使用FLUENT程序对额定工况与低功率工况进行稳态计算。为了研究全厂断电事故下的余热排出过程,从热工水力的等效原则出发,尝试建立二维等效模型以提高瞬态计算效率。结果表明,CiADS铅基堆具备低功率自然循环运行能力和一定的事故容错能力;二维等效模型与三维模型计算结果吻合较好,可用于瞬态下的简化分析;CiADS铅基堆的非能动余热排出系统能够较好地应对全厂断电事故,反应堆具有良好的固有安全性。     

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.     

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     

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     

钠冷快堆及其安全特性

钠冷快堆是第四代核能系统国际论坛(GIF)公布的6种第四代先进反应堆中研发进展最快、最接近满足商业核电厂需要的堆型。钠冷快堆因其在固有安全性以及可增殖核燃料、嬗变长寿命放射性废物等方面的优势,得到了世界各国的重视。文章以中国第一座钠冷快堆——中国实验快堆(China Experimental Fast Reactor,CEFR)为例,介绍了钠冷快堆在设计及运行方面的安全特性。     

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．     

基于超高温气冷堆的氢电联产系统设计分析

超高温气冷堆耦合碘硫循环制氢是一种极具发展前景的核能制氢技术。本文提出了一种基于超高温气冷堆的新型氢电联产系统,采用碘硫循环和氦气透平循环来制氢和发电,建立了能量分析的热力学模型,分析了氦气透平循环总压比和反应堆出口温度对系统性能的影响。然后本文以系统氢电效率最大为目标,在总压比、反应堆入口温度、系统净输出功等参数的约束条件下,对系统进行关键参数优化,并分析了反应堆出口温度对优化结果的影响。结果表明：950?C、1000?C、1050?C三种反应堆出口温度下,建议的氦气分流比控制范围分别为0.031～0.750、0.112～0.750、0.181～0.750,对应的产氢率变化范围分别为17.4～295.6 mol·s^-1、61.4～298.0 mol·s^-1和96.5～299.8 mol·s^-1。     

一种新型的核能供热装置——深水池供热堆的原理和工程特性

核能用于低温供热,就需要解决反应堆安全和经济性中的许多难题。深水池供热堆是按照一种新的设计概念专为低温供热而设计的,经过深入研究,发现它具有优异的安全性和经济性,非常适用于低温供热。由于形成的全部供热系统都处于低温低压之下,在工程上带来了简单、可靠、安全和经济等一系列优点。     

静态腐蚀条件下铁素体/马氏体钢和奥氏体不锈钢与液态铅铋合金相容性研究进展

液态铅铋合金（LBE）是铅冷快中子反应堆（LFR）和加速器驱动次临界系统(ADS)的主要冷却剂材料。反应堆用结构材料（如铁素体/马氏体钢、奥氏体不锈钢等）在液态LBE环境下存在液态金属腐蚀（LMC）和应力腐蚀的问题,这些问题给钢结构材料的安全服役带来隐患。阐述了钢材铅铋腐蚀类型及机理,归纳了材料设计与处理(元素成分、热处理、加工制造和表面处理)和腐蚀条件（氧质量分数、腐蚀温度和腐蚀时间）对钢材铅铋腐蚀行为的影响机制;澄清了LBE环境下的应力腐蚀与金属脆化机制,总结了内外因素（材料种类、表面缺陷、热处理、氧质量分数、腐蚀温度和拉伸速率）对钢材拉伸性能的影响,并展望了未来铅铋反应堆结构材料的研究方向。建议面向未来的铅铋堆用钢应优化材料设计和处理方式（提高Si、Al等元素的含量、表面镀膜和热处理）同时控制LBE中环境参数（温度、氧质量分数和腐蚀时间）以提高钢材的耐铅铋腐蚀性能。     

快中子脉冲堆快响应功率保护系统研制

快响应功率保护系统的主要功能是对爆发脉冲时的快中子脉冲堆实施快速超功率定值保护。在快中子脉冲堆爆发脉冲时，堆系统处于超瞬发临界状况，反应堆功率迅速上升。当堆系统功率超过与快响应功率保护系统设定保护阈值相对应的功率时，快响应功率保护系统输出保护电平信号和触点信号至报警和安全保护系统，使主传动快退，反应堆自动解体，从而保证反应堆能及时从超临界状态转为次临界状态，防止反应堆因积分功率过高可能出现的毁损事故发生。     

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.     

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.     

铅基堆超临界CO2复合循环发电系统热力学分析

本文对比了再压缩超临界CO2 (S-CO2)循环、蒸汽朗肯循环、He布雷顿循环分别应用于铅基堆的最优热学性能,明确了S-CO2循环与铅基堆结合较传统循环的热力学优势。为进一步提高再压缩S-CO2循环的效率,以跨临界CO2 (T-CO2)循环为底循环构建了再压缩S-CO2/T-CO2复合循环,探讨了不同顶循环透平入口温度、压力和压缩机入口温度条件下系统性能的变化规律,对比了S-CO2/T-CO2复合循环和S-CO2循环的热学性能。结果表明:铅基堆再压缩S-CO2循环发电系统较传统循环形式具有更高的热效率;构建的S-CO2/T-CO2复合循环能够有效提高S-CO2循环的效率,在所研究参数范围内,S-CO2/T-CO2复合循环的热效率和效率比S-CO2循环分别最大可提高约4.8%和8.3%;再压缩S-CO2循环和S-CO2/T-CO2复合循环热学性能随顶循环关键参数变化规律具有一致性。     

世界上第一座加速器驱动的核反应堆投入运行

 比利时核子研究中心(SCK·CEN)第一次将粒子加速器与核反应堆成功地联合运行。演示模型GUINEVERE现在投入运行, 表明了加速器驱动的核能系统(ADS)的可行性。使用ADS 系统, 加速器停止运行, 反应堆也就立刻停止工作了。这个被称为次临界系统比现有的标准的反应堆安全的多。     

裂变产物的中子核反应数据研究现状

前言重原子核在中子、质子、重核、介子和γ光子作用下均能发生裂变。其中最有实用价值的是铀和钚在中子作用下的裂变,因为这些裂变产生新中子,新中子又能够继续引起裂变,从而实现链式反应,大规模地释放核能。当前,核能利用中使用最多的是~(235)U 和~(239)Pu,后者主要用于核武器,前者除用于核武器之外更广泛地用于各种类型的反应堆。     

铅冷快堆M2LFR-1000堆芯燃料管理方案设计

堆芯燃料管理是反应堆设计中极为重要而且复杂的工作,直接影响着堆芯的经济性。目前国内外对于压水堆等传统热堆已有了较为丰富和成熟的燃料管理计算方法,但对于快堆,由于其中子能谱硬,与传统热堆相比有着不同的控制方式和功率分布,快堆的堆芯燃料管理缺乏系统研究。针对中国科学技术大学自主研发的强迫循环冷却的铅基快堆M2LFR-1000,应用SRAC/COREBN软件包进行堆芯燃耗计算,根据燃耗深度提取核素核子密度,计算伪平衡循环参数进行燃料管理预估,然后进行首循环装料、过渡循环和平衡循环燃料管理方案设计。结果表明:对M2LFR-1000堆芯外区燃料换料组件Pu的富集度进行优化,可以延长换料周期到540 d,提高平均卸料燃耗深度;伪平衡循环结果与平衡循环基本一致,伪平衡循环可以用于燃料管理预估。     

加拿大与世界核能开发利用近况

加拿大核能的开发与利用已取得了显著的经济效益与社会效益。本文介绍了世界反应堆性能对比和世界反应堆容量,着重介绍了加拿大动力反应堆和核能开发利用的其它有关情况。     

新一代核能布雷顿闭式循环热力学分析研究

核能利用是２０世纪最激动人心的科学成就之一。核能和平利用的重点在核能发电,至今核电站反应堆多为低温水冷堆,采用水或重水作为冷却剂和慢化剂,堆出口载热工质温度较低（２８０“Ｃ～３４０“ｑ,因而多应用常规的Ｒａｎｋｉｎｅ蒸汽热力循环,热转功的效率较低（２８％～３３％）。９０年代以来,随着工业和航空燃气轮机技术长足进步和高温核反应堆的进展,核能布雷顿闭式循环（ＮＥＢＣＣ）展现出提高性能的潜力和发展前景,受到普遍关注。近期提出的模块化高温气冷堆氦气轮机（ＭＨＲ－－ＧＴ）［‘－‘］就是应用ＮＥＢＣＣ的典型…     

基于FLUENT的核热耦合程序反应性反馈参数敏感性

将计算流体力学模型与中子动力学模型耦合来进行反应堆瞬态安全分析的方法,由于可以开展复杂几何结构的三维流动传热分析,因此受到很大的关注。基于FLUENT用户自定义功能（UDF）开发了一套可用于池式铅堆瞬态安全分析的核热耦合程序,程序耦合了临界/次临界点堆中子动力学模型和燃料棒模型。由于反应堆处于不同寿期时,随着燃料燃耗、可燃毒物积累等因素导致反应性反馈系数有较大变化,因此使用开发的核热耦合程序对中国科学技术大学提出的小型自然循环铅冷快堆进行不同关键反馈系数下无保护的瞬态超功率事故安全分析。调整点堆模块考虑到的四个反应性反馈系数,可以发现燃料多普勒系数对堆安全的影响最大,同时定量的分析结果表明超功率事故引入时间长短对事故演化有重要影响。