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熔盐堆是第四代核能论坛确定的6种先进四代堆型之一,在固有安全、燃料循环、小型化、核资源的有效利用和防止核扩散等方面有其特有的优点。美国橡树岭国家实验室基于熔盐实验堆(Molten Salt ReactorExperiment,MSRE)设计、建造和运行经验,完成了熔盐增殖堆(Molten Salt Breeder Reactor,MSBR)概念设计。本文对MSBR进行初步的安全分析,为进一步改进和优化熔盐堆安全特性提供参考。根据MSBR的概念设计,建立了一个采用耦合简化传热机制点动力学的安全分析模型,并通过MSRE实验数据进行了验证。应用该模型模拟计算了MSBR在阶跃反应性和线性反应性引入后的堆芯热功率、堆芯石墨和堆芯熔盐温度瞬态。结果表明:在引入不超过500 pcm反应性情况下,无需采取任何措施,不会出现温度过高、堆芯结构材料融化事故;若需采取控制措施,线性引入反应性比阶跃引入反应性更易于控制,且应尽量避免短时间内引入反应性。 相似文献
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正【本刊2014年10月综合报道】位于季米特洛夫格勒的俄罗斯反应堆研究所(NIIAR)近期完成了两项重要工作,即完成了研究堆RBT-10/1的退役工作和启动了多用途放化研究中心的建设。研究堆退役反应堆研究所于2014年9月1日表示,俄罗斯联邦生态、技术与核能监督局(Rostechnadzor)已于8月将RBT-10/1从受 相似文献
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【本刊2003年11月综合报道】 2003年3月28日,日本核燃料循环开发机构(JNC)执行副总裁Yasuo Nakagami、法国原子能委员会(CEA)核能部主任Jacques Bouchard和美国阿贡国家实验室主任Hermann A.Grunder在美国发表了一份联合声明,强烈支持尽快恢复日本文殊原型快堆的运行。该声明认识到作为下一代核系统的快堆及其配套燃料循环的重要性,并强调文殊堆未来将扮演的重要角色。该堆的运行许可证于2003年1月底被日本最高法院吊销。 上述核工业界领导人强调,美国、日本和几个欧洲国家多年来通过建造实验型和原型快堆已获取了相当可观的专门知识… 相似文献
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【英国《国际核工程》网站2009年8月24日报道】俄罗斯原子能工业股份公司(Atomenergoprom)正为新建和在役核电厂组建一个竞标采购的集中管理系统。 相似文献
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双流体熔盐快堆(DFFR)尚处于概念研发阶段,很多主要设计参数还未确定。本文主要依据DFFR概念进行初步的反应堆设计,并初步评估了这些设计参数与反应堆物理特性的关系,以验证该型反应堆的可行性。评估主要采用2种方法:①基于蒙特卡洛理论的堆芯临界计算;②基于传热理论的堆芯热工水-力计算。结果显示,DFFR可以在选定的功率下达到临界并且获得与设计值一致的热工参数。通过对DFFR堆芯物理及热工特性的评估,初步验证了该型反应堆概念设计的理论可行性。 相似文献
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为研究液态熔盐热堆的燃料管理性能,需解决复杂堆芯结构的均匀化、燃料的混合及在线后处理3个问题。本文基于确定论程序DRAGON5与DONJON5,开发了液态熔盐热堆的燃料管理程序LMSR,并进行了验证。使用LMSR对液态熔盐热堆进行计算与分析,结果显示使用235U与238U启堆,加入燃料为232Th与233U条件下,后处理提取重金属的效率至少需要90%。此外,为维持堆芯有效增殖因数在1.0~1.005之间,加入的燃料中233U平均等效质量富集度在40%附近。 相似文献
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正【英国《国际核工程》网站2018年5月29日报道】俄罗斯库尔恰托夫(Kurchatov)综合研究中心热核能源与等离子体技术科学顾问Peter Khvostenko 2018年5月14日表示,被称为T-15MD的混合托卡马克装置的建设已取得实质性进展,将于2018年年底之前在库尔恰托夫研究所启动设备安装工作,并于2020年实现物理启动。T-15MD在T-15托卡马克装置旧址上建 相似文献
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固体熔盐堆中燃料球按照一定的方式排列,入口处的分流板结构对燃料球起到支撑作用,同时对冷却剂有分流的作用,分流板结构直接影响到堆芯内的流场分布和压降。研究分流板结构对堆芯热工特性的影响,对于堆芯的设计具有重要的意义。本文针对熔盐冷却球床堆,设计了四种可能的分流板结构,研究了分流结构对堆芯流场、温度场和压降的影响。结果表明固体熔盐堆中燃料球对冷却剂具有显著的二次分流作用,分流板结构对堆芯局部流场分布有一定影响,但是整体影响较小。带有半球形凸起的分流板结构在流场分布和燃料球规则堆放方面具有一定的优势。 相似文献
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为研究超临界水堆(SCWR)全系统启动特性,以SCTRAN程序为计算工具,基于中国超临界水堆(CSR1000)堆芯参数、高性能轻水反应堆(HPLWR)热力循环回路和日本SCWR再循环启动回路,建立了SCWR完整再循环启动系统模型。通过与HPLWR热力循环回路的稳态参数对比,验证了完整回路模型的正确性。分析在控制系统控制下的CSR1000再循环启动过程,得到了启动过程中堆芯、汽鼓、汽轮机、各级抽汽、再热器、各级回热器的瞬态响应曲线。计算结果表明,启动序列和启动过程各热工参数的变化符合预期,系统稳定启动;堆芯始终处于单相状态;汽轮机入口为超临界蒸汽;经过高压和低压回热器后堆芯入口温度能够达到280℃;高压缸入口压力维持恒定;在启动的过程中最大燃料包壳表面温度低于限值温度650℃,整个启动过程安全可靠。 相似文献
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