液態金屬鈉冷卻快堆系統是快中子譜鈉冷堆,它採用可有效控制錒系元素及可轉換鈾的轉化的閉式燃料循環。
基本介紹
- 中文名:液態金屬鈉冷卻快堆系統
- 外文名:sodium-cooledfast reactor, SFR
液態金屬鈉冷卻快堆系統是快中子譜鈉冷堆,它採用可有效控制錒系元素及可轉換鈾的轉化的閉式燃料循環。
液態金屬鈉冷卻快堆系統是快中子譜鈉冷堆,它採用可有效控制錒系元素及可轉換鈾的轉化的閉式燃料循環。SFR系統主要用於管理高放射性廢棄物,尤其在管理鈽和其他錒系元素方面。該系統有兩個主要方案:中等規模核電站,即功率為150~...
液態金屬快增殖堆 液態金屬作冷卻劑的快中子增殖堆、通常選用液態金屬鈉作 為冷卻劑。金屬鈉的熱傳導性能好,沸點高,‘},子吸收截面 低對快中f的慢化作用小。鈉冷快堆的中f.能譜硬,燃料增 殖比大J鈉的沸點為ss2},允許核電站在>soo℃的高溫卜 運行,無需對鈉冷卻系統加壓仁}l可獲礙很高的發電效率。...
鈉冷快堆嚴重事故後碎片床自平現象機理複雜,整個現象涉及碎片(固體),冷卻劑鈉(液體)以及鈉蒸汽(氣體),是一個固-液-氣三相流動過程,現象複雜;在具有較強冷卻能力的液態金屬鈉的冷卻作用下,流動過程中固體特徵明顯,流固耦合性強。現有的事故分析程式均迴避對此過程的模擬,採用較保守的假定。針對這一機理...
冷卻劑又稱載熱劑(heat-carrying agent)。用來冷卻堆內燃料元件並將燃料裂變時所發出的熱量帶出堆外的物質。快堆中常用液態金屬鈉和鈉鉀合金作冷卻劑。冷卻劑應有良好的導熱性能和小的中子吸收截面,它與結構材料應有良好的相容性。冷卻劑的化學穩定性要好,能在較高的溫度下工作,以獲得較高的熱效率,價格應該...
《液態金屬冷卻反應堆熱工水力與安全分析基礎》是2022年清華大學出版社出版的圖書,作者是成松柏、陳嘯麟、程輝。內容簡介 本書主要對液態金屬冷卻反應堆(鈉冷快堆、鉛冷快堆)熱工水力學和安全分析相關的基礎知識進行綜合性介紹。內容包括: 緒論(第四代核能系統和液態金屬冷卻反應堆發展概況)、液態金屬冷卻反應堆熱工...
內容包括第四代核能系統概述(發展背景和定義,先進核燃料循環,核反應堆安全,核能的經濟性)、鈉冷快堆基礎(發展概況和基本特性,快堆物理,快堆熱工流體力學,快堆材料,快堆安全)以及其他五種四代堆(高溫/超高溫氣冷堆,熔鹽反應堆,超臨界水冷堆,鉛合金液態金屬冷卻快堆和氣冷快堆)的基本信息。《第四代核能...
(4)電磁流量計:在一段電絕緣的管道上,施加垂直於管道軸線的磁場,導電流體通過時,產生的電勢正比於流體的平均速度。電磁流量計使用在液態鈉作冷卻劑的快堆中。對壓水堆主管道流量,採用上述流量計測量都比較困難,只能間接測量(如彎頭流阻或主泵轉速)。目前國外都在研究利用16N測量主管道中的流量。其基本原理是:...
課題組對超臨界水堆、鈉冷快堆、行波堆、熔鹽堆等的熱工物理技術研究與安全分析做了大量的研究工作,已經走在了國際的最前沿,這對中國第四代堆進一步的設計與研發提供了重要的參考資料。第9章系統地展現了作者所在單位關於運動條件下的核動力裝置熱工水力特性的研究成果。艦船所呈現的繞軸運動或沿軸向運動等典型以及...
新概念鉛鉍合金冷卻快堆作為六種第四代先進核能系統中的一種,以優越的冷卻劑材料、更強的固有安全性、經濟性和多用途等優點顯示出顯著的先進性和競爭力。然而,其獨特的優點也決定了它具有很多不同於其它反應堆技術的新挑戰。在新概念鉛鉍合金冷卻快堆中,堆芯熱量的傳遞是通過液態鉛鉍合金與水直接接觸來實現的。
《快堆熱工流體力學》是2011年中國原子能出版傳媒有限公司出版的圖書,作者是許義軍。內容簡介 許義軍編寫的《快堆熱工流體力學》從反應堆熱工流體力學的基礎理論講起,結合中國第一座快堆電站的實際,比較全面和系統地介紹了幾十年來快堆熱工流體力學領域的理論和研究進展。《快堆熱工流體力學》的主要內容包括反應堆熱工...
快堆堆芯小,功率密度大,熱堆中使用的冷卻劑——水已不能適應其快速換熱、載熱的要求,液態金屬鈉以其優良的熱工特性成為快堆的冷卻劑。但它在解決快堆冷卻問題的同時,也帶來了新問題,快堆熱工特性對儀表控制系統設計具有較大影響。1、化學反應 鈉是活潑金屬,會與水發生劇烈的化學反應,在空氣中時能夠燃燒,必須...
氣冷快堆 氣冷快堆由於缺乏工業基礎,而且高速氣流引起的振動以及氦氣泄漏後堆芯失冷時的問題較大,所以僅處於探索階段。鈉冷快堆 鈉冷快堆用液態金屬鈉作為冷卻劑,通過流經堆芯的液態鈉將核反應釋放的熱量帶出堆外。鈉的中子吸收截面小;導熱性好;沸點高達886.6℃,所以在常壓下鈉的工作溫度高,快堆使用鈉做...
液態金屬冷卻快堆 鉛合金液態金屬冷卻快堆(lead-cooled fast reactor, LFR)系統是快中子譜鉛(鉛/鉍共晶)液態金屬冷卻堆,採用閉式燃料循環,以實現可轉換鈾的有效轉化,並控制錒系元素。燃料是含有可轉換鈾和超鈾元素的金屬或氮化物。LFR系統的特點是可在一系列電廠額定功率中進行選擇,例如LFR系統可以是一個1200...
1976年法國建成Phenix原型快堆,Phenix是一座池式液態金屬快增殖堆,總電功率為264MWe,淨電功率為233MWe。1980年前蘇聯在BN-350的基礎上建成BN-600原型快堆,總電功率600MW。至今仍在運行。1983年日本批准並開始建造快增殖原型堆“文殊”,該堆於1994年4月首次達到臨界。1995年 12月,由於二迴路主冷卻系統溫度計...
氣冷快堆(GFR),氦氣冷卻。鈉冷快堆(SFR),基於現有的液態金屬快堆(LMFBR)和一體化快堆的設計。鉛冷快堆(LFR),基於前蘇聯海軍推進裝置的設計。熱增殖堆:釷232吸收熱中子增殖為可裂變鈾233(釷燃料循環)。由於天然核材料的性質不同,只有釷燃料的熱增殖堆被認為具有經濟性,因為釷燃料循環中不產生超鈾元素...
以石墨作慢化劑,二氧化碳作冷卻劑,用天然鈾燃料,最高運行溫度為360℃,這種堆已有豐富的運行經驗,到90年代初期已運行了650個堆年。快中子堆 採用鈽或高濃鈾作燃料,一般用液態金屬鈉作冷卻劑。不用慢化劑。根據冷卻劑的不同分為鈉冷快堆和氣冷快堆。輕水反應堆 用輕水作為慢化劑和冷卻劑的核反應堆被稱為輕水...
對於小型模組化反應堆的研究較多,各種主流堆型均有相應的小型模組化堆在開發,如:水冷堆、高溫氣冷堆、液態金屬堆、鈉冷快堆、氣冷快堆以及熔鹽堆等。世界上大部分小型堆的最新發展狀況。全球範圍內至少有50種SMR正處於不同的開發階段。其中有三個處於正在運行階段:CNP-300、EGP-6和AHWR-300;三個示範堆處於...
7.3 第四代核能系統 / 124 7.3.1 氦氣冷快堆(GFR)系統 / 126 7.3.2 鉛合金液態金屬冷卻快堆(LFR)系統 / 126 7.3.3 液態金屬鈉冷卻快堆(SFR)系統 / 127 7.3.4 熔鹽反應堆(MSR)系統 / 128 7.3.5 超臨界水冷反應堆(SCWR)系統 / 128 7.3.6 超高溫氣冷反應堆(...
《先進核電技術經濟性分析》是清華大學出版社於2014年11月1日出版的圖書,作者是黃光曉、郭奇勳。內容簡介 本書對國外先進核電技術資料進行了梳理,通過對具有代表性的第三代核電技術(如AP1000)和第四代核電技術(如鈉冷快堆SFR),以及小型堆、行波堆等創新概念技術的技術經濟特性進行歸納和總結,提出了不同代際和...
(4)電磁流量計:在一段電絕緣的管道上,施加垂直於管道軸線的磁場,導電流體通過時,產生的電勢正比於流體的平均速度。電磁流量計使用在液態鈉作冷卻劑的快堆中。對壓水堆主管道流量,採用上述流量計測量都比較困難,只能間接測量(如彎頭流阻或主泵轉速)。目前國外都在研究利用16N測量主管道中的流量。其基本原理是:...
在此過程中,核電系統設計也進入了第四代,第四代核能系統的發展目標是增強能源的可持續性,提高核電廠的經濟競爭性、安全和可靠性以及防擴散和防止外部侵犯能力。目前提出的第四代的反應堆概念有6種:氣體冷卻快堆(GFR)、鉛冷卻快堆(LFR)、鈉冷卻快堆(SFR)、熔鹽堆(MSR)、超臨界水冷堆(SCWR)和超高溫氣...
(4)電磁流量計:在一段電絕緣的管道上,施加垂直於管道軸線的磁場,導電流體通過時,產生的電勢正比於流體的平均速度。電磁流量計使用在液態鈉作冷卻劑的快堆中。對壓水堆主管道流量,採用上述流量計測量都比較困難,只能間接測量(如彎頭流阻或主泵轉速)。目前國外都在研究利用16N測量主管道中的流量。其基本原理是:...
5.4.2 超臨界壓水堆及系統 5.4.3 熔融鹽堆發電系統 5.4.4 超高溫氣堆發電系統 5.4.5 鈉冷快堆及系統 5.4.6 氣冷快堆 5.4.7 鉛合金液態金屬冷卻快堆 5.5 核聚變技術 5.5.1 原理 5.5.2 反應裝置 5.5.3 中國核聚變 5.6 壓水堆核電機組運行簡介 5.6.1 壓水堆核電...
SFR的目的是增加鈾滋生鈽的效率和減少超鈾元素同位素的累積。反應堆設計一個未減速的快中子堆芯將長半衰期超鈾元素同位素消耗掉,並會在反應堆過熱時中斷連鎖反應,屬於一種非能動安全系統。SFR設計概念是以液態鈉冷卻、鈽鈾合金為燃料。燃料裝入鐵護套中,並於護套層填入液態鈉,再組合成燃料束。這種燃料處理方式所...
、超臨界氟利昂流動換熱實驗迴路(SUFTEL)、燃料組件下管座異物過濾與水力沖刷試驗迴路(HYTEFA)、熔鹽堆新型非能動安全系統驗證實驗台架(PRHRTL)、氟利昂棒束CHF可視化實驗台架、高溫高壓大型燃料組件實驗迴路、鈉冷快堆嚴重事故後碎片床遷移實驗裝置、雷射表面改性平台、核材料腐蝕性能平台、基於熱電廠輔助蒸汽系統的...
(13) 聚變堆交叉冷卻固態包層中子學最佳化,原子能科學技術,2008,通訊作者 (14) 聚變堆混合球床包層中子學和熱工水力特性研究,原子能科學技術,2007,通訊作者 (15) 加速器驅動鈉冷金屬燃料快堆次錒系核素嬗變特性研究,原子能科學技術,2007,通訊作者 科研活動 科研項目 (1) ADS散裂靶LBE方案設計研究,...
基於氯鹽(例如氯化鈉作載體鹽)的熔鹽堆有許多同樣的優點。然而,較重的氯核慢化能力較差,導致反應堆成為快堆。理論上浪費了更少的中子,增殖更有效,但安全性也更差。而且需要純的同位素氯37,以避免中子活化氯35生成長壽命的放射性活化產物氯36。氯36本身沒有什麼問題,但是會衰變成硫,形成易碎的四氟化硫。S...
主要成果:在反應堆堆芯嚴重事故,快堆鈉火事故,系統仿真,液態鹼金屬傳熱基礎物性等熱工流體領域取得的研究成果達到國內外領先水平;發表論文30餘篇,多篇被SCI、EI檢索;軟體著作權登記多項;學術兼職:國家自然科學基金青年和面上基金項目同行評議專家,多個期刊審稿人。丁銘 男,工學博士,副教授,博士生導師。研究...
第2章 第四代裂變核反應堆系統和結構材料運行環境綜述22 2.1 引言23 2.2 液態金屬冷卻快堆23 2.2.1 鈉冷快堆(SFR)——總體設計與套用23 2.2.2 鉛冷快堆(LFR)29 2.3 氦冷堆35 2.3.1 超高溫反應堆(VHTR)35 2.3.2 氣冷快堆38 2.4 其他第四代裂變反應堆系統39 2.4.1...