鈉冷快中子堆(sodium-cooled fast reactor)是2020年公布的電力名詞。
基本介紹
- 中文名:鈉冷快中子堆
- 外文名:sodium-cooled fast reactor
- 所屬學科:電力
- 公布時間:2020年
鈉冷快中子堆(sodium-cooled fast reactor)是2020年公布的電力名詞。
鈉冷快中子堆(sodium-cooled fast reactor)是2020年公布的電力名詞。定義以液態鈉為冷卻劑,由快中子引起核裂變並維持鏈式反應的反應堆。出處《電力名詞》第三版。1...
鈉冷快中子反應堆(英語:Sodium-cooled Fast Reactor,縮寫:SFR),是一種快中子增殖反應堆,以液態鈉做為冷卻劑。位於美國愛達荷州、全世界第一座可發電的反應堆EBR-I即使用液態鈉鉀合金。是快中子增殖反應堆的主流,在日本(常陽機...
快中子堆內不僅沒有慢化劑,連冷卻劑也不能用慢化能力強的水和重水。幾十年來,曾研究過許多種冷卻劑,如氦氣、四氧化二氮、汞、鈉、鈉鉀合金、鉛以及鉛鉍合金等,但最終各國快堆都選擇鈉作為冷卻劑。鈉熱導率高;沸點高,可以在...
快中子實驗堆是指利用快中子實現鏈式裂變反應的實驗堆。主要用於考驗快中子反應堆內材料的特性和系統的性能。概述 目前的核電站中,大多數使用的是輕水堆。輕水堆以鈾-235為燃料,以水作慢化劑和冷卻劑,水的作用是將裂變產生的快中子慢...
失鈉事故是鈉冷快中子增殖堆中假想的嚴重事故。當一次鈉迴路發生嚴重泄漏時,如鈉液位迅速降到堆芯以下,燃料元件將完全失去液鈉冷卻,引入很大的正反應性,使堆功率急劇增加,因而將出現堆芯解體等嚴重後果。為此目前在一般鈉冷快堆設計...
《第四代核能系統與鈉冷快堆概論》是2018年國防工業出版社出版的圖書,作者是成松柏、王麗、張婷。內容簡介 《第四代核能系統與鈉冷快堆概論》主要對第四代核能系統尤其是鈉冷快中子反應堆的相關知識進行綜合性介紹。內容包括第四代核能...
快中子堆鈉設備清洗系統 快中子堆鈉設備清洗系統是快中子堆鈉設備清洗的系統。快中子堆鈉設備清洗系統
增殖堆的轉化比大於1。過去增值殖堆的發展主要集中在提高增值殖比,從希平港反應堆的1.01到俄羅斯BN-350的超過1.2。液態鈉冷增值殖堆的理論模型表明,增殖比至少可達到1.8。研究快中子增殖的原因 長久以來,核電一直被認為是人類在...
鈉冷卻劑系統 鈉冷卻劑系統,是將鈉冷快中子反應堆的冷卻劑鈉在規定壓力、溫度的條件下進行循環、並載出堆芯熱量的系統。套用學科 電力(一級學科),核電(二級學科)
《鈉冷快堆嚴重事故中顆粒床相關現象研究》是2021年清華大學出版社出版的圖書。內容簡介 全書分為六章。*章主要對第四代核能系統、鈉冷快中子反應堆、快堆嚴重事故以及嚴重事故中出現的顆粒床現象進行總體概述,以使讀者對本領域或本專題...
鈉冷快中子反應堆(英語:Sodium-cooled Fast Reactor,縮寫:SFR),是一種快中子增殖反應堆,以液態鈉做為冷卻劑。位於美國愛達荷州、全世界第一座可發電的反應堆EBR-I即使用液態鈉鉀合金。是目前快中子增殖反應堆的主流,在日本(...
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...
(四)液態鈉冷卻快堆系統 液態鈉冷卻快堆(sodium-cooled fast reactor, SFR)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...
研究高溫液態金屬鈉對金屬材料的腐蝕是鈉冷快中子堆的重要化學問題之一。通常不鏽鋼耐液態金屬鈉的腐蝕。鈉的純度對腐蝕有很大影響,溶解在鈉中的雜質氧會引起固體金屬質量遷移或氧化侵蝕,雜質氫和氮會引起脆變,雜質碳會使金屬從熱區向...
此外,對於氣冷堆來說,還應設有氣體特性檢測系統;而對鈉冷快中子堆來說,則尚需設定與檢測鈉純度有關的檢測系統。核電廠所採用的檢測儀表,如溫度計、流量計、壓力計、水位計等與常規火電廠所採用的儀表相比,就其工作原理來講...
233U;由於生成的新燃料2'9Pu或233 t1多子所消耗的易裂變 核素,“3呂U和x3 Th稱作可增殖核素。正在發展利用xsa LJI 2a.u循環的鈉冷快中子增殖堆和研究實現x3zThIz33循環的 熱中子輕水增殖堆,以充分利用核燃料資源。。