钠冷快增殖堆钠雾火分析计算 被引量：5

1

作者 王学容 骆纯珊 +1 位作者 单建强 朱继洲 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2001年第3期218-222,231,共6页

在钠冷快增殖堆假想事故中 ,由于管道破裂 ,钠喷出到有氧的房间引起钠雾火 ,导致房间内温度及压力的上升。在NACOM单个液滴燃烧模型的基础上 ,考虑燃烧钠液滴的运动以及由于钠液滴与气体的热平衡关系 ,并忽略由于液滴间的相互作用影响 ... 在钠冷快增殖堆假想事故中 ,由于管道破裂 ,钠喷出到有氧的房间引起钠雾火 ,导致房间内温度及压力的上升。在NACOM单个液滴燃烧模型的基础上 ,考虑燃烧钠液滴的运动以及由于钠液滴与气体的热平衡关系 ,并忽略由于液滴间的相互作用影响 ,编制程序SPCOM。对钠雾火过程中涉及的液滴运动、液滴燃烧、喷雾燃烧以及质量热量传递问题进行了模拟。计算了钠雾火引起的房间的温度及压力瞬变 ,并与实验进行了比较 。 展开更多

关键词 钠冷快增殖堆 钠雾火 钠燃料 数学模型 假想事故 冷却剂 安全

在线阅读 下载PDF 职称材料

FEB聚变实验增殖堆氚投料量及氚回收的研究 被引量：3

2

作者 邓柏权 张国书 +2 位作者 王岷 邓培智 黄锦华 《核聚变与等离子体物理》 CAS CSCD 北大核心 1998年第2期18-24,共7页

运用三维ＭｏｎｔｅＣａｒｌｏ程序ＭＯＲＳＥ－ＣＧＴ，计算了聚变实验增殖堆ＦＥＢ满功率运行１０ｄ后外侧包层各区中的氚浓度、运行１ｄ后内侧包层各区中的氚浓度及运行１ＦＰＹ（满功率年）后Ｂｅ球中的氚投料量，设计了ＦＥＢ堆现... 运用三维ＭｏｎｔｅＣａｒｌｏ程序ＭＯＲＳＥ－ＣＧＴ，计算了聚变实验增殖堆ＦＥＢ满功率运行１０ｄ后外侧包层各区中的氚浓度、运行１ｄ后内侧包层各区中的氚浓度及运行１ＦＰＹ（满功率年）后Ｂｅ球中的氚投料量，设计了ＦＥＢ堆现场氚的分布流程图。采用组合的燃料净化系统和低温分馏法从等离子体排出气体中回收氚，讨论了从液态锂中回收氚的几种方案用于ＦＥＢ的可行性。 展开更多

关键词 氚投料量 氚回收 聚变实验增殖堆 FEB增殖包层

在线阅读 下载PDF 职称材料

钠冷快增殖堆池式钠火事故分析计算 被引量：4

3

作者 王学容 朱继洲 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2000年第3期260-265,281,共7页

针对钠冷快堆严重事故下可能发生的池式钠火事故 ,描述了钠火现象 ,采用池式钠火程序SOFIREⅡ的“一腔室”模型 ,并在该模型基础上 ,更客观地模拟池式钠火过程 ,编制程序POOLFIRE。SOFIREⅡ认为池式钠火过程一开始就生成Na2 O和Na2 O2 ... 针对钠冷快堆严重事故下可能发生的池式钠火事故 ,描述了钠火现象 ,采用池式钠火程序SOFIREⅡ的“一腔室”模型 ,并在该模型基础上 ,更客观地模拟池式钠火过程 ,编制程序POOLFIRE。SOFIREⅡ认为池式钠火过程一开始就生成Na2 O和Na2 O2 的混合物 ,生成量也不确定。POOLFIRE认为早期生成Na2 O ,大约 30分钟后向Na2 O2 转变 ,最后计算得出池式钠火引起的安全壳内温度及压力响应 。 展开更多

关键词 钠冷快增殖堆 池式钠火 安全壳 事故分析

在线阅读 下载PDF 职称材料

聚变实验增殖堆He冷包层中子学设计研究 被引量：1

4

作者 吴宜灿 孔明辉 邱励俭 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 1996年第2期133-139,共7页

在一维计算的基础上，优化分析聚变实验增殖堆Ｈｅ气冷却包层设计参数对堆中子学性能的影响，给出了年产生１００ｋｇ钚、氚自持、安全性好的包层初步设计方案，并用ＭｏｎｔｅＣａｒｌｏ输运程序ＭＣＮＰ３Ｂ对此方案进行了三维中子学... 在一维计算的基础上，优化分析聚变实验增殖堆Ｈｅ气冷却包层设计参数对堆中子学性能的影响，给出了年产生１００ｋｇ钚、氚自持、安全性好的包层初步设计方案，并用ＭｏｎｔｅＣａｒｌｏ输运程序ＭＣＮＰ３Ｂ对此方案进行了三维中子学计算校核。 展开更多

关键词 聚变增殖堆 包层 中子学设计 蒙特卡罗模拟 压水堆电站 参数设计

在线阅读 下载PDF 职称材料

聚变实验增殖堆FEB-E放射性废物处置指标的计算 被引量：4

5

作者 冯开明 《核聚变与等离子体物理》 EI CAS CSCD 北大核心 2000年第1期13-20,共8页

应用中子输运程序BISON30、增殖堆放射性计算程序FDKR、剂量率计算程序DOSE完成了聚变实验增殖堆FEBE的放射性、核废物特性及核废物处置额定容量(WDR)的计算。结果表明,在停堆以后几周内,FEBE设计的第一壁和包层结构材料满足10CFR61C级... 应用中子输运程序BISON30、增殖堆放射性计算程序FDKR、剂量率计算程序DOSE完成了聚变实验增殖堆FEBE的放射性、核废物特性及核废物处置额定容量(WDR)的计算。结果表明,在停堆以后几周内,FEBE设计的第一壁和包层结构材料满足10CFR61C级核废物处置额定容量的要求。对包层中的重要锕系元素232U、237Np的含量也作了计算分析。 展开更多

关键词 聚变实验增殖堆 WDR FEB-E 放射性废物处置

在线阅读 下载PDF 职称材料

加速器驱动的次临界快增殖堆中子学研究 被引量：1

6

作者 杨永伟 Takah.,H 《高技术通讯》 EI CAS CSCD 1999年第8期49-53,共5页

选取加速器驱动的快堆作为核燃料增殖堆。在堆芯， 燃料形式为（Ｕ－ Ｐｕ） Ｏｘ。在转换区，ＴｈＯ２ 被选为增殖材料以生产２３３Ｕ。由于Ｐｂ 的中子学性能和化学性能优于Ｎａ，因而被选为冷却剂。利用下列程序对所选方案进行中子... 选取加速器驱动的快堆作为核燃料增殖堆。在堆芯， 燃料形式为（Ｕ－ Ｐｕ） Ｏｘ。在转换区，ＴｈＯ２ 被选为增殖材料以生产２３３Ｕ。由于Ｐｂ 的中子学性能和化学性能优于Ｎａ，因而被选为冷却剂。利用下列程序对所选方案进行中子学计算分析：ＬＡＨＥＴ——模拟质子与靶核的相互作用； ＭＣＮＰ４Ａ——模拟次临界包层内２０ＭｅＶ以下的中子与材料核的相互作用； ＯＲＩＧＥＮ２——利用ＭＣＮＰ４Ａ的输出提供的一群等效截面对包层进行多区燃耗计算。中子学计算分析的结果表明： 考虑到临界安全性、功率密度、燃耗等因素， 展开更多

关键词 中子学 加速器 次临界 增殖堆

在线阅读 下载PDF 职称材料

核电发展的第二代——快中子增殖堆核电站 被引量：1

7

作者 徐銤 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1990年第4期337-349,6,共13页

本文第一部份简要说明第一代核电站堆型发展的局限性和发展快中子增殖堆的必要性。第二部份通过国际快堆经验论证和说明了快堆是安全性好,可靠性强,且有好的经济前景的堆型。第三部份对我国快堆发展战略和技术路线提出建议。最后指出了... 本文第一部份简要说明第一代核电站堆型发展的局限性和发展快中子增殖堆的必要性。第二部份通过国际快堆经验论证和说明了快堆是安全性好,可靠性强,且有好的经济前景的堆型。第三部份对我国快堆发展战略和技术路线提出建议。最后指出了在所提战略下我国核电发展的前景。 展开更多

关键词 中子 增殖堆 核电厂

在线阅读 下载PDF 职称材料

聚变实验增殖堆FEB-E粒子抽除和抽气系统(英文)

8

作者 朱毓坤 黄锦华 +2 位作者 冯开明 邓培智 李毅强 《核聚变与等离子体物理》 CAS CSCD 北大核心 1999年第4期226-230,共5页

ＦＥＢ－Ｅ的粒子抽除是通过偏滤器进行的。由４８ 个楔形气室模件环形组装而成的ＦＥＢ－Ｅ偏滤器，位于真空室的下部，与抽气系统和冷却系统相连。ＦＥＢ－Ｅ抽气系统有二个子系统：环粗抽系统和环高真空系统。环高真空系统是由一组... ＦＥＢ－Ｅ的粒子抽除是通过偏滤器进行的。由４８ 个楔形气室模件环形组装而成的ＦＥＢ－Ｅ偏滤器，位于真空室的下部，与抽气系统和冷却系统相连。ＦＥＢ－Ｅ抽气系统有二个子系统：环粗抽系统和环高真空系统。环高真空系统是由一组处于真空室内１６ 个下部舱口内的低温泵和一组处于生物屏蔽层外的附加涡轮分子泵组成的。这些低温泵能提供的名义总抽速为５７６ｍ ３·ｓ－ １。在偏滤器高中性压力（＞ １Ｐａ）情况下，低温泵入口阀节流控制抽气粒子流。由于偏滤器抽气槽路以及偏滤器下侧通至真空室下部舱口的有限的通导能力，这些低温泵在偏滤器幽僻区域有效抽速为１６０ｍ ３·ｓ－ １。这意味着偏滤器幽僻区域的中性压力应在０．５－ １．０Ｐａ 范围内，以得到８０－ １６０Ｐａ·ｍ ３·ｓ－ １（在预期的偏滤器抽气槽路温度为４７３Ｋ时）范围内的抽气流量。低温泵每次在聚变实验增殖堆燃烧１０００ｓ 展开更多

关键词 聚变实验增殖堆 偏滤器 粒子抽除 抽气系统

在线阅读 下载PDF 职称材料

磁镜聚变增殖堆概念设计

9

作者 黄锦华 邓柏权 +13 位作者 李贵清 阳彦鑫 施汉文 钱家溥 盛光昭 游承伦 黄秋荣 谢中友 王学人 冯开明 吕晓兰 吴灵桥 杨建国 黄中琪 《核科学与工程》 CAS 1987年第2期164-173,共10页

抑制裂变型聚变增殖堆能给10个以上同规模的水堆补给燃料,借助于水堆的经济性能而具有经济上的可行性。设计了这类型的磁镜增殖堆CHD。等离子体半径48厘米,中心室长128米。采用Be作中子增殖剂,生产U-233加浓燃料直接用于水堆。本设计通... 抑制裂变型聚变增殖堆能给10个以上同规模的水堆补给燃料,借助于水堆的经济性能而具有经济上的可行性。设计了这类型的磁镜增殖堆CHD。等离子体半径48厘米,中心室长128米。采用Be作中子增殖剂,生产U-233加浓燃料直接用于水堆。本设计通过燃料增殖剂Th的适当的布置使靠近等离子体区域的裂变得到抑制。U-233在包层中的浓度分布较均匀,因而包层可以整体装卸料。年产U-233 4200kg。此外进行了热工水力、应力、屏蔽、氚在堆中的分布与漏失、放射性、停堆余热和剂量率、电站费用和经济性等分析计算。 展开更多

关键词 包层 等离子体 冷却剂 增殖堆 核燃料 反应堆 反应堆燃料 裂变 裂变燃料 包层结构 概念设计 包层模 磁镜 开端等离子体装置

在线阅读 下载PDF 职称材料

聚变增殖堆液态金属Li自冷包层的热工水力分析

10

作者 王学人 黄锦华 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1993年第4期304-310,6,共7页

完成了托卡马克商用混合堆 TCB(Tokamak Commercial Breeder)Li 自冷包层设计的热工水力分析,讨论了热工水力设计中的一些关键问题。用两维有限元热传导程序 AYER 计算了 TCB 包层的温度分布,用液态金属 MHD(Magnetohydraudynamic)压降... 完成了托卡马克商用混合堆 TCB(Tokamak Commercial Breeder)Li 自冷包层设计的热工水力分析,讨论了热工水力设计中的一些关键问题。用两维有限元热传导程序 AYER 计算了 TCB 包层的温度分布,用液态金属 MHD(Magnetohydraudynamic)压降公式计算了包层的压降。同时,还分析了包层冷却剂丧失事故 LOCA 的瞬态热工过程。分析表明,正常工况下,包层结构材料最高温度,结构材料与冷却剂界面最高温度,以及包层总压降都满足堆设计要求。在 LOCA 工况下,如果停堆后1小时内包层中的燃料球能够借助重力卸出包层,第一壁和包层是安全的,并且不会受到损伤。 展开更多

关键词 聚变增殖堆 压降 包层 液态金属 锂

在线阅读 下载PDF 职称材料

聚变-快裂变增殖堆包层初步热工水力学设计分析

11

作者 王小勇 栗再新 +3 位作者 赵奉超 赵周 武兴华 王琦杰 《核聚变与等离子体物理》 CAS CSCD 北大核心 2014年第4期320-325,共6页

对新提出的套管结构聚变-快裂变增殖堆包层概念设计方案进行了热工水力学分析和设计,给出了典型的热工设计参数,并结合大型热工水力学软件CFX对其进行了温度场和压力分布的模拟分析。分析结果表明,材料温度均已低于许用温度,冷却剂出口... 对新提出的套管结构聚变-快裂变增殖堆包层概念设计方案进行了热工水力学分析和设计,给出了典型的热工设计参数,并结合大型热工水力学软件CFX对其进行了温度场和压力分布的模拟分析。分析结果表明,材料温度均已低于许用温度,冷却剂出口温度高于773K,冷却剂压降也符合工程上的要求,初步验证了增殖堆包层设计的合理性。 展开更多

关键词 聚变-快裂变增殖堆 包层 热工水力学 CFX软件

在线阅读 下载PDF 职称材料

钍增殖熔盐堆不同燃耗核数据不确定度分析 被引量：4

12

作者 胡继峰 余呈刚 +3 位作者 邹春燕 蔡翔舟 韩建龙 陈金根 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第11期2013-2020,共8页

本文利用开发的耦合模块,将SCALE程序中的TRITON和TSUNAMI-3D模块相结合,针对1GWth钍增殖熔盐堆开展不同燃耗时期核数据引起的k_(eff)不确定度分析。结果表明:随着燃耗的增加,核数据引起的keff不确定度由0.49%增大到0.55%。初始时刻对k_... 本文利用开发的耦合模块,将SCALE程序中的TRITON和TSUNAMI-3D模块相结合,针对1GWth钍增殖熔盐堆开展不同燃耗时期核数据引起的k_(eff)不确定度分析。结果表明:随着燃耗的增加,核数据引起的keff不确定度由0.49%增大到0.55%。初始时刻对k_(eff)不确定度影响最大的反应截面是232 Th(n,γ)(约0.35%),其次是233 U(n,f)和7 Li(n,γ)。随着燃耗的增加,^(135)Xe(n,γ)、^(143)Nd(n,γ)对k_(eff)不确定度的影响逐渐显著。各反应灵敏度系数分析表明,^(232)Th(n,γ)、^(233)U(n,f)和~7Li(n,γ)截面数据对k_(eff)不确定度影响较大,需重点改进。上述关键反应在0.02~0.5eV敏感性较强,需重点关注。 展开更多

关键词 不确定度 灵敏度系数 钍增殖熔盐堆 燃耗

在线阅读 下载PDF 职称材料

一体化增殖燃烧堆双向递推式倒料方案研究 被引量：2

13

作者 陈其昌 赵金坤 司胜义 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第1期56-63,共8页

一体化增殖燃烧堆利用自身的增殖特性,在堆芯内实现核燃料增殖和燃烧的一体化利用。其实现途径之一是将堆芯的燃料布置固定,而增殖燃烧波逐渐移动的行波堆概念,另一种则是通过定期倒料,保持堆芯内燃烧区相对固定的驻波堆。对于驻波堆,... 一体化增殖燃烧堆利用自身的增殖特性,在堆芯内实现核燃料增殖和燃烧的一体化利用。其实现途径之一是将堆芯的燃料布置固定,而增殖燃烧波逐渐移动的行波堆概念,另一种则是通过定期倒料,保持堆芯内燃烧区相对固定的驻波堆。对于驻波堆,需要通过合理的堆芯布置与倒料方案来平衡燃料的燃烧和增殖过程,从而维持堆芯在整个寿期内的稳定运行。提出的双向式堆芯布置与倒料方案中,堆芯中心为燃烧区,燃料组件由内向外依次倒料,而在堆芯外围是增殖区,燃料组件由外向内依次倒料,该方案可以保持堆芯在整个反应堆寿期内具有稳定的功率分布。另外双向递推式堆芯布置与倒料方案最终的组件卸料燃耗是相对均衡的,所有从燃烧区倒出的组件都具有相近的燃耗,一般在30%左右。这使得一体化增殖燃烧堆可以在不进行燃料后处理的条件下,实现铀资源的高效利用。 展开更多

关键词 增殖燃烧堆 双向递推 倒料方案

在线阅读 下载PDF 职称材料

混合堆增殖乏燃料组件中子学特性初步研究

14

作者 马续波 陈义学 高彬 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B06期245-249,共5页

本文主要对聚变-裂变混合堆增殖乏燃料在压水堆组件中使用的可能性进行了初步研究。根据聚变-裂变混合堆增殖乏燃料的特点,给出了的聚变-裂变混合堆增殖乏燃料压水堆组件设计方案,分析组件的燃料温度系数、慢化剂温度系数等参数。结果表... 本文主要对聚变-裂变混合堆增殖乏燃料在压水堆组件中使用的可能性进行了初步研究。根据聚变-裂变混合堆增殖乏燃料的特点,给出了的聚变-裂变混合堆增殖乏燃料压水堆组件设计方案,分析组件的燃料温度系数、慢化剂温度系数等参数。结果表明:聚变-裂变混合堆乏燃料组件的特性与全铀组件的特性相似。在相同的易裂变同位素质量百分比情况下,本文给出的组件设计方案的功率不均匀系数更小。研究结果可为未来实现聚变-裂变混合堆和压水堆联合循环系统提供技术支持。 展开更多

关键词 中子学 聚变-裂变混合堆增殖乏燃料 组件计算

在线阅读 下载PDF 职称材料

快堆闭式燃料循环对提高铀资源利用率的分析研究 被引量：3

15

作者 胡赟 杨勇 +1 位作者 宋英韵 杨鹏 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第1期133-139,共7页

快堆结合闭式燃料循环提高铀资源利用率需对乏燃料进行回收和再循环。对工业钚在大型MOX(混合铀钚)燃料钠冷增殖快堆中多次循环的特性进行了计算分析,结果表明,钚成分经多次循环后可达平衡,其中易裂变核维持在约74%的较高比例。从成分... 快堆结合闭式燃料循环提高铀资源利用率需对乏燃料进行回收和再循环。对工业钚在大型MOX(混合铀钚)燃料钠冷增殖快堆中多次循环的特性进行了计算分析,结果表明,钚成分经多次循环后可达平衡,其中易裂变核维持在约74%的较高比例。从成分品质看,工业钚在增殖快堆中的循环次数不受限制。构建模型并分析了快堆闭式燃料循环对于铀资源利用率的提高。快堆闭式循环策略下,回收铀、钚多次循环后可大幅度提高铀资源利用率。提高燃料燃耗和乏燃料后处理回收率能显著提升铀利用率;但在最初的几次循环中后处理回收率的影响较小,循环次数增加后,将会对利用率有明显提升。较低的燃料燃耗和回收率情况下,将存在较低的无限次循环铀利用率上限。 展开更多

关键词 快增殖堆 闭式燃料循环 工业钚 多次循环 铀利用率

在线阅读 下载PDF 职称材料

我国基于快堆的可持续核能系统发展思考 被引量：2

16

作者 杨勇 王静 徐銤 《中国工程科学》 CSCD 北大核心 2018年第3期32-38,共7页

核能是优化我国能源结构,降低二氧化碳排放的重要能源形式之一。近期我国的核能仍然将以压水堆为主,但压水堆的长期发展将带来铀资源缺乏和放射性废物处置的问题。研究表明基于快堆的闭式燃料循环可通过多次的循环有效增殖核燃料,同时... 核能是优化我国能源结构,降低二氧化碳排放的重要能源形式之一。近期我国的核能仍然将以压水堆为主,但压水堆的长期发展将带来铀资源缺乏和放射性废物处置的问题。研究表明基于快堆的闭式燃料循环可通过多次的循环有效增殖核燃料,同时具备嬗变6座以上同等规模压水堆产生的锕系核素(MA)的能力。根据我国快堆"实验堆–示范堆–商用堆"三阶段发展战略,同时结合我国核电起步较晚的国情,建议在2050年之前主要实施快堆增殖核燃料,在2050年之后实施MA嬗变的技术路线。 展开更多

关键词 快中子增殖堆 可持续核能系统 增殖与嬗变

在线阅读 下载PDF 职称材料

活性炭纤维对快堆中铯的吸附与脱附初探 被引量：1

17

作者 谢有赞 刘永红 +2 位作者 余丽萍 郝华 袁文蓉 《新型炭材料》 SCIE EI CAS CSCD 1997年第4期36-38,共3页

本文对几种炭材料进行了Ｘ衍射、比表面积测定以及吸铯等一系列的分析研究。比较各种材料的优缺点，发现复合活性炭纤维具有优良的吸附性能，且吸铯系统在６００℃以下很稳定，是铯阱吸附材料的最佳选择。

关键词 活性炭纤维 铯阱 吸附 炭纤维 增殖堆

在线阅读 下载PDF 职称材料

我国快堆技术发展的现状和前景 被引量：24

18

作者 徐銤 《中国工程科学》 2008年第1期70-76,共7页

考虑到人口众多,经济快速发展,人民生活水平不断提高,人均能源相对贫乏和环境保护,国家已决策加快核能应用的发展。采用压水堆-快堆匹配闭式燃料循环达到核能供应的快速增长和可持续性的基本战略已经决定,也决定了分离和用快堆和ADS对... 考虑到人口众多,经济快速发展,人民生活水平不断提高,人均能源相对贫乏和环境保护,国家已决策加快核能应用的发展。采用压水堆-快堆匹配闭式燃料循环达到核能供应的快速增长和可持续性的基本战略已经决定,也决定了分离和用快堆和ADS对高放废物(MA)的嬗变战略。笔者建议快堆工程发展将分三步进行,中国实验快堆(CEFR,65 MWt/20 MWe),中国原型/示范快堆(CEFR/CDFR,大于等于1 500 MWt/600 MWe)和中国经济验证性快增殖堆(CDFBR,1 000 MWt/1 500 MWe)。CPFR的设计研究已于2006年开始目前正处于安装、调试阶段,计划2009年首次临界。近期讨论建造比600 MWeCPFR更大功率的堆作为CDFR,以加速快堆商用的步伐。 展开更多

关键词 快堆发展战略 增殖堆 燃烧堆 中国实验快堆

在线阅读 下载PDF 职称材料

自然安全的BREST铅冷快堆——现代核能体系中最具发展潜力的堆型 被引量：9

19

作者 肖宏才 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第3期395-406,共12页

目前投运核电厂主要采用热中子反应堆,其共同的欠缺有两点:一是天然铀的有效利用率只有1%左右;二是其乏燃料包含半衰期极长的裂变产物。只有在快中子能谱范围内,天然铀才能得到最良好的利用,长半衰期超铀元素的裂变截面大于其吸收截面,... 目前投运核电厂主要采用热中子反应堆,其共同的欠缺有两点:一是天然铀的有效利用率只有1%左右;二是其乏燃料包含半衰期极长的裂变产物。只有在快中子能谱范围内,天然铀才能得到最良好的利用,长半衰期超铀元素的裂变截面大于其吸收截面,可在快堆中用作核燃料或被嬗变。因此,为了使核能真正成为国家能源体系的主要支柱,快中子增殖堆是其不可或缺的重要组成部分。目前人类面临的能源保障及环保双重压力,正催促快堆的加速发展。近20年的研究成果表明,铅冷快堆是最具发展潜力与现实性的堆型。本文全面分析了铅冷快堆的自然安全性能,并推荐采用具有完全非能动安全冷却系统的压水堆与铅冷快堆组合成自然安全且立足于现有成熟技术的核能体系,全面满足对现代核能提出的各项要求,为人类社会可持续发展提供无时限的大规模清洁能源保障。 展开更多

关键词 核能 自然安全 快中子增殖堆 铅冷快堆 现代核能体系 能源保障 环保

在线阅读 下载PDF 职称材料

我国快堆发展战略目标研究 被引量：7

20

作者 徐銤 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2008年第1期20-25,共6页

我国是一个发展中大国,能源需求量大且增加迅速。考虑到资源的有限性和环境问题,核能必将成为我国主要能源之一。政府已决策2020年我国核电装机容量将达到40 GW。据预测到2050年需发展到240 GW。铀资源的有限性和国际铀市场的不确定性,... 我国是一个发展中大国,能源需求量大且增加迅速。考虑到资源的有限性和环境问题,核能必将成为我国主要能源之一。政府已决策2020年我国核电装机容量将达到40 GW。据预测到2050年需发展到240 GW。铀资源的有限性和国际铀市场的不确定性,促使我们认真考虑快中子增殖堆及其闭式燃料循环的发展。设想的快堆发展战略目标是:(1)2030年实现一址多堆运行800～900 MW商用增殖快堆;(2)2050年核电装机容量发展到240 GW;(3)2050年以后逐步实现核能大规模替代化石燃料。 展开更多

关键词 核能 快中子增殖堆(快堆) 战略目标

在线阅读 下载PDF 职称材料