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一体化快堆顶层设计要求研究
1
作者 周培德 张熙司 +9 位作者 胡赟 冯伟伟 刘琳 颜寒 王凤龙 王事喜 张强 李新宇 宋英韵 薛方元 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期15-26,共12页
一体化闭式循环快堆核能系统,简称一体化快堆,是核裂变能发展的高级阶段。为确保其满足先进核能系统的定位,应基于一体化快堆的特点及用户需求,开展顶层设计要求研究,为后续设计和技术研发指明方向。国际上对第四代核能系统的评价建立... 一体化闭式循环快堆核能系统,简称一体化快堆,是核裂变能发展的高级阶段。为确保其满足先进核能系统的定位,应基于一体化快堆的特点及用户需求,开展顶层设计要求研究,为后续设计和技术研发指明方向。国际上对第四代核能系统的评价建立了相关方法学,本文结合第四代核能系统评价方法学关注的经济性、安全性、可持续性及防核扩散等方面,特别是与设计相关的用户要求条款,研究提出一体化快堆的顶层设计要求,为开展一体化快堆设计工作设定设计目标或指标要求。 展开更多
关键词 一体化快堆 第四代核能系统 用户要求 设计要求
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钠冷快堆技术发展综述
2
作者 杨红义 周培德 +4 位作者 王明政 刘一哲 杨勇 颜寒 阿热爱·努尔兰 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期1-14,共14页
钠冷快堆是以液态金属钠作为冷却剂的快中子核反应堆。本文系统地阐述了钠冷快堆技术的发展历程与现状。首先回顾了钠冷快堆早期在国际范围内的发展情况,探讨了第四代核能系统的核心技术概念,并对21世纪以来钠冷快堆的发展现状进行了分... 钠冷快堆是以液态金属钠作为冷却剂的快中子核反应堆。本文系统地阐述了钠冷快堆技术的发展历程与现状。首先回顾了钠冷快堆早期在国际范围内的发展情况,探讨了第四代核能系统的核心技术概念,并对21世纪以来钠冷快堆的发展现状进行了分析;然后总结了钠冷快堆技术发展的主要趋势以及关键技术发展路线;最后对中国钠冷快堆未来的发展趋势进行了分析与展望。通过对钠冷快堆技术的系统性总结,揭示了其未来发展的方向和潜力,为后续科学研究和工程实践提供了理论支持与参考依据。 展开更多
关键词 第四代核能系统 钠冷快堆 闭式燃料循环后处理 一体化快堆
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先进核能发展情景研究
3
作者 杨勇 周培德 +3 位作者 叶国安 杨红义 胡赟 宋英韵 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期27-33,共7页
核能是安全、经济、高效的清洁低碳能源。核能大规模、可持续发展面临着铀资源供应及放射性废物处理处置两大挑战。为最大化利用天然铀资源,减少长寿命废物总量,实现核裂变能长期可持续发展,快堆及其先进闭式核燃料循环是首选技术路线... 核能是安全、经济、高效的清洁低碳能源。核能大规模、可持续发展面临着铀资源供应及放射性废物处理处置两大挑战。为最大化利用天然铀资源,减少长寿命废物总量,实现核裂变能长期可持续发展,快堆及其先进闭式核燃料循环是首选技术路线。本文基于目前我国核电发展格局及未来发展展望,绘制了压水堆和快堆匹配发展的先进核能发展情景图。 展开更多
关键词 双碳目标 燃料循环 一体化快堆 核能发展情景
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低热胀管道正回火制度对微观组织及性能的影响规律研究
4
作者 韩丽青 李根 +6 位作者 李鑫 赵雷 涂凯 燕春光 赵吉庆 徐海涛 包汉生 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期165-172,共8页
为满足一体化快堆60年寿命设计需要,本文开展了热处理正火(1040~1080℃)与回火(730~800℃)工艺对9Cr-1Mo系铁素体-马氏体耐热钢低热胀管道组织稳定性的影响规律研究。结果表明:正火温度提高至1060℃,可以促进合金元素回溶,M_(23)C_(6)... 为满足一体化快堆60年寿命设计需要,本文开展了热处理正火(1040~1080℃)与回火(730~800℃)工艺对9Cr-1Mo系铁素体-马氏体耐热钢低热胀管道组织稳定性的影响规律研究。结果表明:正火温度提高至1060℃,可以促进合金元素回溶,M_(23)C_(6)相更加弥散,室温及高温强度提高约20 MPa,但继续提高正火温度影响不大;回火温度升高,板条状马氏体合并为块状马氏体,晶界总长度减少,且马氏体板条回复加剧,位错密度下降,强度迅速降低;随回火时间延长至2 h以上,析出相充分析出导致基体强度降低、冲击功提高,组织基本达到稳定,继续延长回火时间或焊后热处理时间强度不会发生明显变化,建议采用1060℃×1 h正火、770℃×2 h回火制度进行热处理,以保障工艺管道长寿期安全服役。 展开更多
关键词 钠冷快堆 工艺管道 铁素体-马氏体耐热钢 热处理工艺
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一体化快堆包壳用ODS合金的研制
5
作者 李静 李峻宏 +5 位作者 冯伟 熊良银 刘实 刘一哲 李依依 周培德 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期148-158,共11页
氧化物弥散强化(oxide dispersion strengthened,ODS)合金因为其优异的高温力学性能、耐辐照肿胀性能和耐腐蚀性能成为第4代裂变反应堆及一体化快堆包壳的优选结构材料,其杰出的综合性能与基体中弥散分布的、尺寸细小的纳米析出相密不... 氧化物弥散强化(oxide dispersion strengthened,ODS)合金因为其优异的高温力学性能、耐辐照肿胀性能和耐腐蚀性能成为第4代裂变反应堆及一体化快堆包壳的优选结构材料,其杰出的综合性能与基体中弥散分布的、尺寸细小的纳米析出相密不可分。通过机械合金化和热等静压工艺,研制了两组12Cr-ODS FeCr合金。采用旋转锻造和冷轧工艺实现ODS合金棒材和包壳管材的制备,并开展纳米析出相分析、力学性能测试及热物理性能检测。结果表明,两组合金中的纳米氧化物主要为立方结构的Y_(2)Ti_(2)O_(7),尺寸细小且弥散分布;少量C元素的添加增加纳米析出相的颗粒尺寸。纳米析出相在合金中的弥散分布不影响材料体系的膨胀系数和热导率,但是影响材料的比热容,增加材料在高温条件下的热惯性。由于合金内纳米析出相的高密度析出及其对位错和晶界的强钉扎,ODS合金棒材表现出优异的抗高温蠕变性能,ODS合金管材表现出优异的高温拉伸性能。 展开更多
关键词 包壳材料 氧化物弥散强化合金 纳米析出相 高温力学性能
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干法后处理管道沉积源项小型中子探测技术研究
6
作者 郭庐阵 汪传高 +3 位作者 王莹 郭金森 庞洪超 骆志平 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期210-216,共7页
为测量一体化快堆核能系统熔盐电解干法后处理管道及工艺设备等部位沉积放射性物质的情况,以准确评估放射性物质实时沉积量及其辐射强度,确保人员和工艺安全,根据干法后处理工艺中子能谱、密封箱室结构和工艺设备参数等信息,研发了专用... 为测量一体化快堆核能系统熔盐电解干法后处理管道及工艺设备等部位沉积放射性物质的情况,以准确评估放射性物质实时沉积量及其辐射强度,确保人员和工艺安全,根据干法后处理工艺中子能谱、密封箱室结构和工艺设备参数等信息,研发了专用小型中子探测系统,对探测器计量性能(校准因子、相对固有误差、重复性)、防尘防水等级和电磁兼容性能进行了测试。测试结果显示其对252Cf中子源剂量率测量校准因子为1.07,对252Cf中子源剂量率测量相对固有误差为−6.5%,测量数据重复性为0.1%。探测器防尘防水等级为IP68,通过核仪器电磁环境条件与试验方法规定的电磁兼容测试。 展开更多
关键词 干法后处理 熔盐电解 沉积源项 中子探测器
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一体化快堆金属燃料发展现状及研发规划
7
作者 冯伟 刘一哲 +2 位作者 任媛媛 杨勇 周培德 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期34-40,共7页
金属燃料具有增殖比高、后处理流程简单、安全性好、处置长寿命锕系核素方便、可组成一体化快堆核电站等优点,是快堆燃料的理想选择。早期金属燃料由于材料选型和元件设计上的不足,使用燃耗较低(不超过5at.%)。后来,国际上其他国家(主... 金属燃料具有增殖比高、后处理流程简单、安全性好、处置长寿命锕系核素方便、可组成一体化快堆核电站等优点,是快堆燃料的理想选择。早期金属燃料由于材料选型和元件设计上的不足,使用燃耗较低(不超过5at.%)。后来,国际上其他国家(主要是美国、日本、韩国等)通过不断的材料选型和元件设计优化,基本可以确定金属燃料燃耗最高可到20at.%。针对我国一体化快堆U-TRU-Zr金属燃料选型和高燃耗的研发需求,调研了国内外快堆金属燃料的研发现状,提出了高燃耗金属燃料关键问题和解决方案,制定了我国一体化快堆高燃耗U-TRU-Zr金属燃料的研发技术路线。 展开更多
关键词 金属燃料 高燃耗 元件设计 一体化快堆
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低铼钼合金管双轴应力下的微观组织演变研究
8
作者 姜玮 王卫军 +3 位作者 张国栋 雷华桢 杨文 高进 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第3期677-682,共6页
为了获得低铼钼合金管在高温双轴应力作用下的变形机制,研究了低铼钼合金管在1350 K、双轴应力(环向应力分别为36 MPa和60 MPa)下的微观组织演变过程。通过EBSD、TEM、XRD和EDS对双轴应力实验前后的低铼钼合金管样品进行对比分析,获得... 为了获得低铼钼合金管在高温双轴应力作用下的变形机制,研究了低铼钼合金管在1350 K、双轴应力(环向应力分别为36 MPa和60 MPa)下的微观组织演变过程。通过EBSD、TEM、XRD和EDS对双轴应力实验前后的低铼钼合金管样品进行对比分析,获得了样品晶粒尺寸、晶体取向、晶胞参数和位错等特征变化,推测了其变形机制与微观组织演变过程。研究结果表明,原材料去应力退火态微观组织为柱状晶粒,且沿轴向具有<101>方向性;环向应力36 MPa样品在环向变形量达8%过程中,晶体结构发生再结晶与晶粒长大,并失去<101>方向性,变形机制以位错滑移和晶界滑移为主;环向应力60 MPa样品在环向变形量达19%过程中,部分晶粒发生再结晶,部分晶粒发生大量变形并失去结晶性,除此之外,变形机制还包含晶界滑移。 展开更多
关键词 低铼钼合金 双轴应力 再结晶 变形机制
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基于快堆堆芯中子学计算软件MOSASAUR的物理-热工耦合计算方法研究
9
作者 张斌 王连杰 +1 位作者 娄磊 赵晨 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第3期656-665,共10页
为满足快堆堆芯稳态及瞬态分析计算,本文在铅冷快堆堆芯中子学计算程序MOSASAUR的基础上,开展了物理-热工耦合计算方法研究。MOSASAUR程序是基于确定论两步法计算策略,由截面生成、能谱修正、堆芯计算及不确定性分析4个模块组成。本文... 为满足快堆堆芯稳态及瞬态分析计算,本文在铅冷快堆堆芯中子学计算程序MOSASAUR的基础上,开展了物理-热工耦合计算方法研究。MOSASAUR程序是基于确定论两步法计算策略,由截面生成、能谱修正、堆芯计算及不确定性分析4个模块组成。本文采用刚性限制法求解三维时空动力学方程,拓展了MOSASAUR中堆芯计算中的瞬态分析能力;基于子通道程序COBRA-YT扩展了其对液态金属冷却反应堆的热工水力计算能力,并与MOSASAUR耦合,作为热工反馈模块;采用不动点迭代法耦合了物理中子场及温场,最终形成了快堆堆芯稳态及瞬态的物理热工耦合计算。本文采用LMW基准题和ORAL19棒束问题分别对三维时空动力学计算和热工水力计算进行了模块验证;基于MicroURANUS堆芯进行了堆芯稳态及瞬态耦合计算的验证。数值结果显示,基于快堆堆芯中子学计算程序MOSASAUR的多物理耦合计算具有较高的计算精度。 展开更多
关键词 多物理耦合 铅冷快堆 瞬态分析 热工水力计算 MOSASAUR
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压水堆国产SA-508-Ⅲ-1钢环境影响疲劳试验研究和预测模型开发
10
作者 沈睿 刘畅 +1 位作者 唐力晨 王秉熙 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第1期151-159,共9页
对压水堆核电厂一回路设备用国产SA-508 Gr.3 Cl.1低合金钢(简称SA-508-Ⅲ-1钢)进行室温和320℃空气环境,以及模拟压水堆一回路水环境下的疲劳性能试验研究,获得国产SA-508-Ⅲ-1钢在空气环境下的疲劳寿命最佳拟合曲线(平均曲线)。在此... 对压水堆核电厂一回路设备用国产SA-508 Gr.3 Cl.1低合金钢(简称SA-508-Ⅲ-1钢)进行室温和320℃空气环境,以及模拟压水堆一回路水环境下的疲劳性能试验研究,获得国产SA-508-Ⅲ-1钢在空气环境下的疲劳寿命最佳拟合曲线(平均曲线)。在此基础上,对影响国产SA-508-Ⅲ-1钢在压水堆核电厂一回路水环境下疲劳性能的应变速率、温度和溶解氧含量等参数的影响规律进行研究,获得各影响参数的影响函数方程。基于获得的各影响参数的函数方程,建立国产SA-508-Ⅲ-1钢的环境影响疲劳修正因子F_(en)预测模型。本文获得的压水堆核电厂一回路水环境下国产SA-508-Ⅲ-1钢的疲劳寿命都位于95%置信度限值(10^(±2σ))范围内,验证了本文预测模型的有效性。同时,本文获得的压水堆核电厂一回路水环境下国产SA-508-Ⅲ-1钢的疲劳寿命与美国阿贡国家实验室(ANL)模型所预测的寿命相比,也都位于95%置信度限值(10^(±2σ))范围内,说明ANL模型可用于国产SA-508-Ⅲ-1钢的疲劳寿命预测。本文获得的国产SA-508-Ⅲ-1钢的环境影响疲劳预测模型与ANL模型相比,更适用于国产SA-508-Ⅲ-1钢的寿命预测,为国内第3代核电厂一回路设备考虑压水堆一回路水环境影响的疲劳设计提供参考。 展开更多
关键词 压水堆核电厂 SA-508-Ⅲ-1钢 环境影响疲劳 F_(en) 预测模型
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基于机器学习的30%TBP/煤油-硝酸体系中主要组分的分配比预测研究
11
作者 于婷 张音音 +6 位作者 张睿志 金文蕾 罗应婷 朱升峰 何辉 叶国安 龚禾林 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第1期14-23,共10页
为最优化后处理过程的实验条件、优化工艺、降低实验成本和时间,并提高后处理流程数学模拟的准确性,本文基于随机森林、支持向量回归和K近邻这3种经典的机器学习算法建立了30%TBP/煤油-硝酸体系中主要组分铀、钚、硝酸的分配比数学模型... 为最优化后处理过程的实验条件、优化工艺、降低实验成本和时间,并提高后处理流程数学模拟的准确性,本文基于随机森林、支持向量回归和K近邻这3种经典的机器学习算法建立了30%TBP/煤油-硝酸体系中主要组分铀、钚、硝酸的分配比数学模型,并基于不同数据集进行了超参数优化和模型训练。通过对模型进行验证和测试,发现采用随机森林算法建立的分配比模型准确度最高,其对铀预测的平均绝对相对误差达7.73%,较传统方法提高了约7%。与传统建模方法相比,机器学习方法建立模型的准确度更高。 展开更多
关键词 分配比数学模型 随机森林 支持向量回归 K近邻
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核电厂严重事故下安全壳内气溶胶再悬浮机制研究
12
作者 杨洋 刘卓 +5 位作者 张卢腾 唐甲璇 李佳龙 潘良明 高力 元一单 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第3期634-643,共10页
当核电厂发生严重事故后,安全壳内可能会存在大量的放射性气溶胶,沉积在壁面的气溶胶会因为安全壳内的气体流动发生再悬浮,成为持续的放射性气溶胶源项。气溶胶的再悬浮会增大安全壳放射性气溶胶的浓度,增加过滤排放系统的工作压力,加... 当核电厂发生严重事故后,安全壳内可能会存在大量的放射性气溶胶,沉积在壁面的气溶胶会因为安全壳内的气体流动发生再悬浮,成为持续的放射性气溶胶源项。气溶胶的再悬浮会增大安全壳放射性气溶胶的浓度,增加过滤排放系统的工作压力,加大放射性物质泄漏到外界的风险。本文采用可视化实验和力矩平衡模型对安全壳内不同沉积条件和气流条件下气溶胶的再悬浮特性开展研究。发现随着气流速度的增大,气溶胶的再悬浮份额逐渐增大;由于毛细力的存在,在高湿环境下沉积的气溶胶,再悬浮份额远低于干燥环境沉积的气溶胶;安全壳内竖直壁面沉积的气溶胶量远小于水平壁面的,难以形成松散的堆积结构,再悬浮份额仅为竖直壁面的50%;随着沉积时间的增加,沉积层发生老化,黏附力增大,使得气溶胶的再悬浮份额降低。基于流体动力和黏附力间的力矩平衡修改了经典RnR模型中再悬浮率常数表达式的部分关键项,并使用实验数据进行验证,模型预测值和实验值的最大绝对偏差为8.92%,平均绝对偏差为5.65%。 展开更多
关键词 严重事故 气溶胶 再悬浮 力矩平衡
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螺旋管式蒸汽发生器管束流体弹性不稳定性机理研究
13
作者 王越 谭蔚 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第3期607-615,共9页
螺旋管束由于其结构紧凑、传热效率高等特点广泛应用于快堆与第4代核电堆型中。为揭示螺旋管束流体弹性不稳定性,本文在验证激振模型的冲击实验基础上,利用螺旋管束激振模型系统地研究了管的相对位置、管束结构参数对螺旋管振动响应的... 螺旋管束由于其结构紧凑、传热效率高等特点广泛应用于快堆与第4代核电堆型中。为揭示螺旋管束流体弹性不稳定性,本文在验证激振模型的冲击实验基础上,利用螺旋管束激振模型系统地研究了管的相对位置、管束结构参数对螺旋管振动响应的作用机制。研究发现面外方向的振幅远大于面内方向的,相邻管层节径比对螺旋管振动响应的影响强于同层管间节径比与螺旋角。通过改变管间流速,探究了螺旋管束流体弹性不稳定性机理,提出了预测临界流速的半经验公式,并且同现有直管管束的国家标准与先前的研究成果进行了对比分析,结果为螺旋管式蒸汽发生器的设计与工程评估提供了理论基础。 展开更多
关键词 螺旋管式蒸汽发生器 管束振动 流体弹性不稳定性 临界流速半经验公式
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核电厂放射性废油中^(55)Fe的测量方法
14
作者 马莉娜 范富有 +2 位作者 邱向平 王路生 戴雄新 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第1期66-73,共8页
为对核电厂放射性废油进行安全评价,需要测量其中的关键放射性核素^(55)Fe的活度。本工作建立了一种用液体闪烁计数器测量核电厂废油样品中^(55)Fe的方法。具体方法为:先用9 mol/L HCl反萃取废油样品中的^(55)Fe,再通过AGMP-1阴离子交... 为对核电厂放射性废油进行安全评价,需要测量其中的关键放射性核素^(55)Fe的活度。本工作建立了一种用液体闪烁计数器测量核电厂废油样品中^(55)Fe的方法。具体方法为:先用9 mol/L HCl反萃取废油样品中的^(55)Fe,再通过AGMP-1阴离子交换树脂柱分离纯化反萃取液,用X射线荧光光谱分析仪测量放化流程的回收率,用液体闪烁计数器测量活度。测量结果表明:铁的平均回收率为71%±3%,潜在干扰核素^(63)Ni、^(54)Mn、^(51)Cr的去污因子均大于10~5,^(60)Co的去污因子为5651。液体闪烁计数器测量1 h,^(55)Fe的最低检测限为0.02 Bq/g,用加标样品对方法进行检验,预期值与测量值的相对偏差在-2.9%^(6).0%范围内。此外,筛选了适合^(55)Fe测量的最优闪烁液,并建立了^(55)Fe和^(59)Fe双核素液闪图谱解析方法。该方法能快速、准确测量核电厂放射性废油中的^(55)Fe。 展开更多
关键词 核电厂 放射性废油 ^(55)Fe ^(59)Fe 液体闪烁计数器
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高功率飞秒激光脉冲诱导^(181)Ta核激发
15
作者 徐永生 贺创业 +1 位作者 兰小飞 赵保真 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第3期524-531,共8页
诱导核激发技术在同位素分离、新型γ激光器研发等方面有着广泛的应用前景,本文利用掺钛蓝宝石激光器产生的飞秒激光脉冲轰击固体Ta靶,对^(181)Ta的核激发现象进行研究。实验采用NaI探测器探测^(181)Ta退激发射的γ射线信号。结果显示,... 诱导核激发技术在同位素分离、新型γ激光器研发等方面有着广泛的应用前景,本文利用掺钛蓝宝石激光器产生的飞秒激光脉冲轰击固体Ta靶,对^(181)Ta的核激发现象进行研究。实验采用NaI探测器探测^(181)Ta退激发射的γ射线信号。结果显示,当激光功率密度超过1016 W/cm^(2)的核激发阈值时,每个激光脉冲能诱导产生(7.51±1.07)×10^(4)个激发核,其退激的γ射线能量为(6.40±2.37)keV,与^(181)Ta的第一激发态退激能量基本一致。然而,从衰变时间看,这些γ射线发射的时间与^(181)Ta第一激发态的衰变规律并不相同,它是否来自^(181)Ta某个特定物理过程或未知亚稳态衰变,还需进一步的理论与实验研究。 展开更多
关键词 飞秒激光 181Ta 同核异能态 核激发 Γ射线
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一体化快堆堆内净化用高温浸没泵性能试验研究
16
作者 李煦 耿晓 +3 位作者 姚泽文 禹春利 吴鹏 於根芳 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期111-119,共9页
在中国原子能科学研究院的一体化快堆项目中,为实现一回路钠不出堆,防止放射性钠泄漏,采用堆内冷阱净化钠中杂质,使一回路的钠在堆容器内部完成净化。为适应堆内冷阱净化需求,需重新研发堆内钠泵送装置。本文设计了适用于堆内冷阱的高... 在中国原子能科学研究院的一体化快堆项目中,为实现一回路钠不出堆,防止放射性钠泄漏,采用堆内冷阱净化钠中杂质,使一回路的钠在堆容器内部完成净化。为适应堆内冷阱净化需求,需重新研发堆内钠泵送装置。本文设计了适用于堆内冷阱的高温浸没泵,浸没泵从钠池中抽钠,通过顶部出口将钠输入堆内冷阱内筒中,为钠在冷阱内的循环净化提供稳定、可调节的动力。针对高温浸没泵样机,开展了模拟堆内钠环境下的性能试验,得到了浸没泵在不同电力条件时的流量-扬程曲线、流量-效率曲线、流量-功率曲线,以及关键部件温度等试验值,并将试验结果与仿真计算结果进行分析比较。结果表明,所研发的浸没泵样机在高温(360℃)钠介质环境、额定工况下,能够满足流量8 m^(3)/h、扬程0.2 MPa的工程需求,同时实际绕组线圈温度低于安全运行温度(450℃),满足设计要求。上述结果为进一步服务堆内净化提供了支持。 展开更多
关键词 一体化快堆 浸没泵 性能试验 仿真计算
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快堆乏燃料干法后处理技术与发展思考
17
作者 林如山 钟振亚 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期41-53,共13页
乏燃料干法后处理是指在非水介质中处理乏燃料,回收铀钚等锕系元素,并妥善处理放射性废物的一种化工过程。干法后处理是闭式燃料循环快堆核能系统的关键环节,也是快堆乏燃料后处理的现实技术选择。美、俄均已掌握快堆乏燃料干法后处理技... 乏燃料干法后处理是指在非水介质中处理乏燃料,回收铀钚等锕系元素,并妥善处理放射性废物的一种化工过程。干法后处理是闭式燃料循环快堆核能系统的关键环节,也是快堆乏燃料后处理的现实技术选择。美、俄均已掌握快堆乏燃料干法后处理技术,分别建立了适合本国快堆核燃料循环策略的干法后处理工艺流程,已经过工程规模热实验验证,正在开发工程化技术。我国干法后处理技术路线选择遵循国际先进技术和我国快堆燃料循环整体策略,重点发展了熔盐电解技术,可兼容处理氧化物和金属等多种类型的快堆乏燃料,正处于关键技术攻关阶段。本文概述了快堆乏燃料干法后处理技术典型流程和发展趋势,总结了国内围绕快堆乏燃料干法后处理研发取得的最新进展,分析了干法后处理技术面临的挑战,并结合我国快堆核能系统发展战略,提出了我国快堆乏燃料干法后处理技术发展亟待突破的关键科学和技术问题。 展开更多
关键词 快堆乏燃料 干法后处理 熔盐电解 氟化挥发
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一体化快堆经济性分析方法研究
18
作者 刘琳 罗妹 付琪 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期54-60,共7页
目前国内核电经济分析聚焦于压水堆,而对快堆的经济性分析主要为方法分析,案例分析较少;国际上代表性权威机构和高校给出了经济评价方法,但他们侧重于成本侧分析,收益侧分析较少。本文在国内外核电经济性分析方法的基础上,综合考虑一体... 目前国内核电经济分析聚焦于压水堆,而对快堆的经济性分析主要为方法分析,案例分析较少;国际上代表性权威机构和高校给出了经济评价方法,但他们侧重于成本侧分析,收益侧分析较少。本文在国内外核电经济性分析方法的基础上,综合考虑一体化快堆的技术特点,提出了适用于一体化快堆的经济性分析方法,建立了度电成本模型和财务评价模型,并进行了初步经济分析。计算结果表明,一体化快堆首堆度电成本为0.279元/(kW·h),内部收益率(IRR)为3.65%。在系列化学习效应的加持下,度电成本呈下降趋势,当一体化快堆在建设投资下降至2万元/kW时,其度电成本可与压水堆相比,项目的IRR可达到行业基准收益率。 展开更多
关键词 一体化快堆 闭式燃料循环 经济性分析
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斯特林冷端用异型弯曲水热管启动和传热性能试验研究
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作者 王毅 张亚坤 +4 位作者 柴宝华 韩冶 薛松龄 杨斌 王晨龙 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第3期573-587,共15页
斯特林热电转换系统具有广阔的前景,能够高效地将反应堆中的热量转化为电能,是目前空间大功率项目中能源问题的优良解决方案。采用异型水热管作为斯特林冷端的余热排出部分有非常高的研究和应用价值。本试验的研究对象是用于斯特林冷端... 斯特林热电转换系统具有广阔的前景,能够高效地将反应堆中的热量转化为电能,是目前空间大功率项目中能源问题的优良解决方案。采用异型水热管作为斯特林冷端的余热排出部分有非常高的研究和应用价值。本试验的研究对象是用于斯特林冷端的异型弯曲水热管,进行了最佳充液量分析、逆重力倾角分析、启动和传热特性试验分析。试验确定了该样件的最佳充液量为130%理论充液量(35.0 g)。探究了热管在工作期间出现逆重力工况时能够正常运行的倾角范围,经试验得出结论:热管在75℃左右完全启动;在85、95、105、115、125℃工作温度下能够正常运行的逆重力倾角范围分别为0°~7°、0°~7°、0°~5°、0°~4°、0°~4°。传热特性试验中让热管在不同冷却条件(真空、纯Ar、50%Ar+50%He、纯He)下达到工作温度区间120~130℃,并取125℃左右时的传热功率为对比分析对象,对应结果分别为51.3、110.7、150.9、221.3 W。本研究验证了该热管的高导热性和高效性,对斯特林冷端用异型弯曲热管正式样件的设计和使用有重要的参考意义和借鉴价值。 展开更多
关键词 异型热管 完全启动温度 启动特性 逆重力 传热特性
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DHR-400自然循环瓣阀基准性能试验研究
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作者 于松 周平 +9 位作者 程道喜 翟伟明 马晓瑶 李睿之 邢明迪 高伟龙 戈光远 张学锋 齐晓光 柴宝华 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第1期168-175,共8页
自然循环瓣阀是400 MW深水池式低温供热堆(DHR-400)事故余热排出系统的关键设备,其性能决定着反应堆的安全性。针对自然循环瓣阀堆内安装方式和运行条件,建立了自然循环瓣阀性能试验装置,并对自然循环瓣阀基准性能进行了试验研究。试验... 自然循环瓣阀是400 MW深水池式低温供热堆(DHR-400)事故余热排出系统的关键设备,其性能决定着反应堆的安全性。针对自然循环瓣阀堆内安装方式和运行条件,建立了自然循环瓣阀性能试验装置,并对自然循环瓣阀基准性能进行了试验研究。试验结果表明,自然循环瓣阀的性能受射流和压差的影响,其中射流量是影响瓣阀关闭的主要因素,而压差是影响瓣阀开启的主要因素。当自然循环瓣阀只依靠射流或压差控制关闭和开启时,获得其关闭临界射流量约为41.6 kg/s、开启临界射流量约为39.2 kg/s、开启临界压差约为0.87 kPa,而不能通过压差驱动闭合。此外测量了自然循环瓣阀不同关闭工况的漏流量,验证了瓣阀较好的密封性。本研究得到的试验结果可为自然循环瓣阀的工程设计和优化提供参考和数据基础。 展开更多
关键词 深水池式低温供热堆 自然循环瓣阀 射流量 压差 漏流量
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