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一体化快堆的物理特性与设计逻辑
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作者 霍兴凯 宋英韵 +2 位作者 莫不 冯伟 胡赟 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期61-70,共10页
为实现高效的核燃料循环,充分利用铀资源,一体化快堆采用金属燃料及与之配套的干法后处理和新燃料制造。金属燃料能谱硬,有利于提高增殖比和燃耗深度,为降低乏燃料量提供了必要条件。能谱越硬则辐照损伤截面越高,因此包壳辐照损伤成为... 为实现高效的核燃料循环,充分利用铀资源,一体化快堆采用金属燃料及与之配套的干法后处理和新燃料制造。金属燃料能谱硬,有利于提高增殖比和燃耗深度,为降低乏燃料量提供了必要条件。能谱越硬则辐照损伤截面越高,因此包壳辐照损伤成为一体化快堆燃耗深度的限制因素。较高的内增殖使燃耗反应性降低,无需添加过多的剩余反应性,可大幅减少控制棒数量,对安全性和经济性均有提高。金属燃料还因其膨胀率高、导热性好带来固有安全性上的显著提升。尽管较硬的能谱一般会带来较大的正钠空泡效应,但其他固有安全特征可在事故初期提供足够的负反馈,避免燃料及冷却剂过热发展出钠空泡效应。一体化快堆为安全高效地利用核能提供了一个理想的解决方案。 展开更多
关键词 金属燃料 一体化 增殖 钠空泡反应性 芯设计
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加速增产核燃料的天然安全“核热泉”快中子增殖堆
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作者 吕应中 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2012年第1期1-7,共7页
为保证21世纪中国经济的持续稳定地高速增长,必须充分发挥核能的巨大潜力,使之配合其他可再生能源同步增长,及早大规模替代煤炭等化石能源。由于目前国内大量兴建的核电站以压水堆为主,需要消费大量天然铀资源,倚靠廉价铀供应难于维持... 为保证21世纪中国经济的持续稳定地高速增长,必须充分发挥核能的巨大潜力,使之配合其他可再生能源同步增长,及早大规模替代煤炭等化石能源。由于目前国内大量兴建的核电站以压水堆为主,需要消费大量天然铀资源,倚靠廉价铀供应难于维持长期增长,必须依靠快中子增殖生产人造裂变燃料——钚,才能摆脱天然铀原料短缺的束缚。然而,传统的快中子增殖堆的核燃料增产速度较慢,难于配合中国核电的高速增长。本文介绍一种先进快中子增殖堆(AFBR)方案,其中利用在线连续换料的空心球形燃料元件,依靠载热剂的出入口之间的温度差实现满功率自然循环,可以成倍地提高燃料比功率与核燃料增殖速度。本快中子增殖堆改进了俄罗斯称为"天然安全"的BREST铅冷快堆设计方案,成为无须人为控制的"核热泉",它能在不设置加压泵及高位铅池的情况下,自动按外部负荷需要供应必要的热量,完全依靠自然循环将全部裂变热能及停堆后堆芯余热散出,不至对环境产生放射性污染。 展开更多
关键词 快中子 核燃料增殖 天然安全 核热泉
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不同冷却剂对铅冷快堆堆芯物理参数的影响与分析 被引量:2
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作者 李凯旋 张子雄 +3 位作者 魏强林 刘义保 张勤拓 赵石 《科学技术与工程》 北大核心 2024年第28期12152-12158,共7页
随着中国能源结构深化改革的推进,积极发展核能已成为主要趋势。第四代核能系统代表着核电发展的趋势和技术前沿,因此铅冷快中子反应堆的研究在国际上备受关注。基于麻省理工学院(Massachusetts Institute of Technology,MIT)开发的反... 随着中国能源结构深化改革的推进,积极发展核能已成为主要趋势。第四代核能系统代表着核电发展的趋势和技术前沿,因此铅冷快中子反应堆的研究在国际上备受关注。基于麻省理工学院(Massachusetts Institute of Technology,MIT)开发的反应堆蒙特卡洛中子输运方程开源软件OpenMC,以铅冷快中子欧洲示范堆(advanced lead fast reactor European demonstrator,ALFRED)为研究对象,选取两种不同的堆芯冷却剂开展铅冷快堆堆芯物理计算。结果表明:在装载相同燃料的情况下,采用铅-铋冷却剂可以提高堆芯的初始反应性271×10-5;堆芯在正常商运状态下具有更高的堆芯有效缓发中子份额;堆芯的中子能谱更宽、更硬;对于燃料中的239 Pu核素,燃烧效果更好。因此,ALFRED堆芯采用铅-铋合金冷却剂时,具有更高的有效增殖因子,有望提高堆芯的控制性和燃耗性能,并有效减少放射性废物的产生。研究成果为铅冷快中子反应堆欧洲示范堆堆芯设计和性能优化提供了有益的参考。 展开更多
关键词 铅冷快中子欧洲示范(ALFRED) 冷却剂 有效增殖因子 燃耗计算
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内冷式气冷快堆模拟设计及其中子学参数理论计算
4
作者 唐璇 马辉强 +1 位作者 姚明镜 郦文忠 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2018年第1期85-88,共4页
模拟设计了一种内冷式的气冷快堆,理论计算了堆芯的中子学主要参数。通过堆芯物理分析表明:选择合适的燃料富集度可以使堆芯处于临界运行;该堆的中子能谱符合快堆要求;中子通量和堆芯功率分布比较平坦;堆芯增殖比为1.019,可延长堆芯的... 模拟设计了一种内冷式的气冷快堆,理论计算了堆芯的中子学主要参数。通过堆芯物理分析表明:选择合适的燃料富集度可以使堆芯处于临界运行;该堆的中子能谱符合快堆要求;中子通量和堆芯功率分布比较平坦;堆芯增殖比为1.019,可延长堆芯的寿期。内冷式气冷快堆从中子特性计算上满足了堆芯物理要求,可为今后气冷快堆的设计提供参考。 展开更多
关键词 内冷式气冷 增殖 芯物理计算
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一体化快堆的内增殖性能研究 被引量:4
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作者 霍兴凯 胡赟 +1 位作者 徐李 杨勇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第6期1111-1119,共9页
为达到高燃耗、低后处理量、长换料周期,一体化快堆以高内增殖为设计方向。本文研究了棒径和P/D(栅距与棒径之比)两个主要堆芯设计参数与内增殖间的关系,研究了降低钠空泡反应性的措施对内增殖的影响。结果表明,棒径的增加和P/D的降低... 为达到高燃耗、低后处理量、长换料周期,一体化快堆以高内增殖为设计方向。本文研究了棒径和P/D(栅距与棒径之比)两个主要堆芯设计参数与内增殖间的关系,研究了降低钠空泡反应性的措施对内增殖的影响。结果表明,棒径的增加和P/D的降低能够显著提高内增殖,为了降低钠空泡效应而增加上钠腔并降低堆芯高径比会造成内增殖的损失。棒径与P/D的具体取值应在物理与热工之间寻求平衡,而对钠空泡反应性应从反应堆整体安全设计上缓解,一体化快堆的设计应以内增殖性能和高效的闭式燃料循环为主要目标。 展开更多
关键词 钠冷 金属燃料 一体化 增殖 钠空泡反应性
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增殖比可调快堆的转换方案初步研究 被引量:1
6
作者 肖云龙 吴宏春 +2 位作者 郑友琦 袁显宝 王昆鹏 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第B05期142-146,共5页
增殖比可调快堆(FFBR)是可实现增殖比灵活调节的钠冷金属燃料快堆。它在不改变堆芯结构的前提下,使用相同的燃料设计和相同的控制棒排布,使得增殖比在1.1-1.4之间可调。相比于传统的快堆,FFBR使快堆能灵活地匹配核工业的发展需... 增殖比可调快堆(FFBR)是可实现增殖比灵活调节的钠冷金属燃料快堆。它在不改变堆芯结构的前提下,使用相同的燃料设计和相同的控制棒排布,使得增殖比在1.1-1.4之间可调。相比于传统的快堆,FFBR使快堆能灵活地匹配核工业的发展需求。为应对核能发展形势对增殖快堆的需求变化,增殖比可调快堆需有相应的调节方案。本文选取增殖比为1.1和1.4的两个方案进行转换方案的设计。结果表明,通过换料方案的设计能实现增殖比的相互转换,且过程中的关键物理参数满足设计要求。 展开更多
关键词 增殖 换料方案
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增殖比可调快堆堆芯方案设计 被引量:1
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作者 肖云龙 吴宏春 郑友琦 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B12期579-582,共4页
增殖比可调快堆是指在不对堆芯设计进行重大改动的条件下实现增殖比可调的快中子反应堆。这一思想使快堆设计可先于工业发展需求,实现对核能形势的动态响应。为实现更大的增殖比,选择了增殖性能更为优异的金属燃料,堆芯采取非均匀布... 增殖比可调快堆是指在不对堆芯设计进行重大改动的条件下实现增殖比可调的快中子反应堆。这一思想使快堆设计可先于工业发展需求,实现对核能形势的动态响应。为实现更大的增殖比,选择了增殖性能更为优异的金属燃料,堆芯采取非均匀布置,轴向和径向布置有使用压水堆乏燃料的增殖区。利用SRAC/COREBN软件包和自行编写的换料耦合脚本为工具,提出了具有不同增殖比的钠冷快堆堆芯方案设计。在同一个堆中,使用相同的燃料,仅通过改变组件数量及堆芯布置,便可实现增殖比在1.0~1.4范围内的可调。计算结果表明,各增殖比方案下的空泡反应性和最大线功率等参数均满足快堆设计要求。 展开更多
关键词 增殖 空泡反应性
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聚变-快裂变增殖堆包层初步热工水力学设计分析
8
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-裂变增殖 包层 热工水力学 CFX软件
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快堆的燃料增殖 被引量:2
9
作者 徐怠 《高技术通讯》 EI CAS CSCD 1998年第10期54-56,53,共4页
介绍了国外快堆增殖概论,评价了快堆的核特性以及快堆在我国核能发展中的作用。
关键词 快中子 燃料增殖 核特性 国外 中国 核工业
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长寿命小型自然循环铅基快堆燃料选型 被引量:8
10
作者 刘紫静 赵鹏程 +7 位作者 任广益 柯国土 于涛 谢金森 陈珍平 何丽华 谢芹 曾浩 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第5期944-953,共10页
针对铅基快堆长寿命、小型化、自然循环的设计目标,构建铅基快堆堆芯模型并开展燃料选型研究,选取U-Pu、Th-U循环燃料及氧化物、氮化物、碳化物、金属燃料,分析比较了不同燃料的物性参数、在不同能谱条件下的堆芯物理特性。结果表明:在... 针对铅基快堆长寿命、小型化、自然循环的设计目标,构建铅基快堆堆芯模型并开展燃料选型研究,选取U-Pu、Th-U循环燃料及氧化物、氮化物、碳化物、金属燃料,分析比较了不同燃料的物性参数、在不同能谱条件下的堆芯物理特性。结果表明:在偏软能谱中,Th基燃料堆芯增殖能力更强,反应性系数负值更大,热工安全裕量更大、裂变产物容留能力更强;PuN-ThN燃料堆芯燃耗特性最佳,可在较疏松栅格条件下获得较强增殖能力,减少燃料装载量,确保固有安全性,兼顾堆芯长寿命、小型化、自然循环设计要求;但堆芯有效缓发中子份额较小,不利于反应性控制。 展开更多
关键词 铅基 燃料选型 物理特性 增殖特性
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我国快堆发展战略目标研究 被引量:7
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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() 战略目标
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我国基于快堆的可持续核能系统发展思考 被引量:2
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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 可持续核能系统 增殖与嬗变
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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
13
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 增殖 闭式燃料循环 工业钚 多次循环 铀利用率
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我国快堆技术发展的现状和前景 被引量:24
14
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 发展战略 增殖 燃烧 中国实验
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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
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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 铅冷 现代核能体系 能源保障 环保
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DINROS程序在中国实验快堆事故分析中的应用 被引量:2
16
作者 张春明 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2006年第2期142-148,共7页
DINROS是应用于多环路、多回路快中子反应堆装置瞬态工况分析计算的系统程序,也可以用于快中子反应堆动态特性及安全性能的研究。给出了DINROS程序在中国实验快堆事故分析中的应用。
关键词 DINROS程序 事故分析 中国实验(CEFR) 快中子反应
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快堆钠池传热流动计算程序 FASTOR-3D 的校验计算
17
作者 李德贵 席时桐 卢万成 《上海交通大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第1期115-118,121,共5页
为研究快堆钠池内的流动和传热,采用质量、动量、能量守恒方程和空隙率方法,建立了快堆钠池内三维流动和传热的数学模型,并利用SIMPLE计算方法编制了计算程序FAS-TOR-3D.由于钠池的结构非常复杂,任何一点的设计变... 为研究快堆钠池内的流动和传热,采用质量、动量、能量守恒方程和空隙率方法,建立了快堆钠池内三维流动和传热的数学模型,并利用SIMPLE计算方法编制了计算程序FAS-TOR-3D.由于钠池的结构非常复杂,任何一点的设计变动可能改变池内的传热特性,给整个快堆带来巨大的影响.选用了10个比较有代表性的算例,从不同的侧面验证了FASTOR-3D.计算结果表明,FASTOR-3D的计算基础是正确的.对于复杂区域的三维流动和传热还有待于全真模型实验的进一步验证. 展开更多
关键词 增殖 池式 流动 传热 钠池
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一种长寿命钍基快谱堆芯的物理研究 被引量:1
18
作者 杨昆 李川 阮毅 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第5期908-913,共6页
钍(232Th)作为一种潜在的增殖燃料,长期以来仅作为其他矿产资源开采的废渣而未得到合理利用,国内外对钍在原位增殖—焚烧(Breed-and-Burn,B&B)堆芯中物理性能的研究较少。本文以金属钍作为反应堆的核燃料,给出了一种新型长寿命堆芯... 钍(232Th)作为一种潜在的增殖燃料,长期以来仅作为其他矿产资源开采的废渣而未得到合理利用,国内外对钍在原位增殖—焚烧(Breed-and-Burn,B&B)堆芯中物理性能的研究较少。本文以金属钍作为反应堆的核燃料,给出了一种新型长寿命堆芯的配置方案。该堆芯在寿期内无需停堆换料,且达到平衡态后能自稳临界运行而无需反应性控制系统。研究表明,理论上钍燃料可以实现B&B模式,其开环模式具备极高的核燃料利用效率。 展开更多
关键词 钍燃料 长寿命 原位增殖-焚烧 蒙特卡洛方法
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中国首座实验快堆实现并网发电
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《电力系统自动化》 EI CSCD 北大核心 2011年第17期110-110,共1页
2011年7月21日,国内第1个由快中子引起核裂变反应的中国实验快堆成功实现并网发电。该实验快堆采用先进的池式结构,核热功率65MW,实验发电功率20MW,是目前世界上为数不多的大功率、具备发电功能的实验快堆,
关键词 中国实验 并网发电 首座 裂变反应 发电功率 快中子 热功率 大功率
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液态熔盐堆常用燃料盐增殖能力比较分析
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作者 唐海波 张彬航 +2 位作者 侯周森 袁显宝 张永红 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第4期556-562,共7页
熔盐堆作为第四代先进核能系统,具有中子经济性好、固有安全性高、在线换料、燃烧钍燃料等优点。本文针对熔盐快堆和熔盐热堆,采用MCNP5计算了熔盐堆中常用的9种燃料盐寿期初的临界性能和转换系数,并用中子平衡方法分析了影响转换系数... 熔盐堆作为第四代先进核能系统,具有中子经济性好、固有安全性高、在线换料、燃烧钍燃料等优点。本文针对熔盐快堆和熔盐热堆,采用MCNP5计算了熔盐堆中常用的9种燃料盐寿期初的临界性能和转换系数,并用中子平衡方法分析了影响转换系数的因素。从寿期初的计算数据分析,由于233 U具有较高的平均裂变中子数及较小的中子俘获截面,有利于提高反应堆增殖系数和燃料利用率。另外,熔盐中的23 Na相对于7 Li中子俘获截面更大,导致含23 Na燃料盐增殖系数相对较低,但对热堆的影响较小;而在快堆中,熔盐中采用Na元素相比采用Li元素更有利于中子能谱硬化,更适合快堆的增殖。 展开更多
关键词 熔盐 熔盐热 增殖系数 中子平衡
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