小型钠冷快堆装料方案研究

由中国原子能科学研究院设计的小型模块化钠冷快堆(简称M1),热功率为3 MW,作为一种封装核电源,采用模块化设计,在工厂进行装料,然后运输到厂址进行安装。考虑到工厂装料的特殊性和钠活泼的化学性质,采用一种新的装料模式——先装料后充钠。通过MCNP程序模拟计算,结果表明:根据M1的装料原则和核测系统,5批装料方案是合理的,同时充钠过程中堆内两个微型裂变电离室也可监测堆芯keff的变化。最终形成一套完备的小型钠冷快堆工厂装料方案,为其他小堆的装料提供启发和指导意义。     

钠冷快堆氢探测技术

本文介绍了钠冷快堆蒸汽发生器钠-水反应的氢探测技术。扩散型氢计和电化学氢计是目前使用的两种主要装置.     

美法加强钠冷快堆研发合作

正【世界核新闻网站2018年4月27日报道】美国能源部(DOE)和法国原子能与替代能源委员会(CEA)2018年4月26日签署两份意向声明,分别涉及进一步加强钠冷快堆研发合作和启动人工智能研发合作。这两份声明由美国能源部部长里克·佩里和法国原委会主席Fran9ois Jacq共同签署。根据声明,双方将就进一步加强钠冷快堆     

小型模块化钠冷快堆非能动余热排出系统分析研究

针对小型钠冷快堆模块化设计需求,提出了一种利用安全壳内空气自然循环将堆芯余热导入大气最终热阱的非能动余热排出系统方案。通过理论计算并结合系统分析程序RELAP5,对非能动余热排出系统进行建模,分析系统方案的可行性。结果显示:保守假设条件下,在钠装载量为2 000 kg工况时,非能动余热排出系统功率在16.88 kW以上可保证堆芯燃料温度不超过安全限值。RELAP5计算结果表明,本文提出的非能动余热排出系统方案冷却功率大于所需最小功率,能满足小型钠冷快堆设计需求。     

小型模块化钠冷快堆非能动余热排出系统分析研究

针对小型钠冷快堆模块化设计需求,提出了一种利用安全壳内空气自然循环将堆芯余热导入大气最终热阱的非能动余热排出系统方案。通过理论计算并结合系统分析程序RELAP5,对非能动余热排出系统进行建模,分析系统方案的可行性。结果显示：保守假设条件下,在钠装载量为2000 kg工况时,非能动余热排出系统功率在16.88 kW以上可保证堆芯燃料温度不超过安全限值。RELAP5计算结果表明,本文提出的非能动余热排出系统方案冷却功率大于所需最小功率,能满足小型钠冷快堆设计需求。     

美日法合作研发示范钠冷快堆

<正>【英国《国际核工程》网站2010年10月13日报道】日本原子能研究开发机构(JAEA)、法国原子能与替代能源委员会(CEA)和美国能源部(DOE)于2010年10     

氢化锆用于小型钠冷快堆屏蔽的初步研究

正在我国小型钠冷快堆(SSFR)的屏蔽设计中,参照目前已建或在建的钠冷快堆的屏蔽设计,堆侧采用碳化硼和不锈钢屏蔽,厚度为101cm。但SSFR是具有可移动性的反应堆系统,屏蔽空间有限。目前的屏蔽设计方案中占用的屏蔽空间较大,需优化屏蔽设计,减小SSFR堆侧屏蔽的厚     

金属氢化物在小型钠冷快堆屏蔽设计中的应用

为评估金属氢化物（氢化锂、氢化钛和氢化锆）在小型钠冷快堆中的屏蔽性能,使用一维离散纵标法（ANISN程序）模拟计算了屏蔽材料在小型钠冷快堆能谱下的屏蔽特性。屏蔽计算结果表明：氢化锂、氢化钛和氢化锆具有很好的屏蔽性能;将氢化锂与不锈钢、氢化钛或氢化锆与碳化硼混合,可改善这些金属氢化物的屏蔽性能。混合材料用于小型钠冷快堆的屏蔽,可显著减少反应堆系统的重量和体积。     

氢化锆用于小型钠冷快堆屏蔽的初步研究

为减少小型钠冷快堆（SSFR）堆侧的屏蔽厚度,本文选择氢化锆作为SSFR堆侧的屏蔽材料。使用一维离散纵标法（ANISN程序）计算了氢化锆在SSFR堆芯区能谱下的屏蔽特性,并计算了堆侧采用氢化锆和碳化硼的屏蔽厚度。结果表明：与堆侧采用碳化硼和不锈钢屏蔽相比,采用氢化锆和碳化硼屏蔽（碳化硼所占体积比小于0.3）,屏蔽厚度减小了大约20%。氢化锆和碳化硼混合屏蔽材料具有很好的屏蔽性能,可减小SSFR堆侧的屏蔽厚度。     

钠冷快堆固有安全性

一、引言安全性、经济性和增殖性是发展快堆的三大因素,其中安全性更是首先需要考虑的问题.用液态金属钠冷却的快中子增殖堆的主要安全特性列于表1,如果压水堆以失水事故作为主要研究对象,那么,钠冷快堆的安全应集中分析假想     

美企公布小型钠冷快堆设计并获得能源部厂址

正【本刊2020年1月综合报道】2019年12月,美国奥克洛公司(Oklo)推出一种小型模块堆设计,美国能源部(DOE)宣布将为建设这种设计的首堆提供厂址。小型钠冷快堆12月3日,奥克洛宣布推出一种被称为裂     

美国、法国和日本签署钠冷快堆合作协议

【路透社2006年3月9日东京电】2006年3月9日,日本第8大电力公司——北陆电力公司宣布,它旗下的位于日本北部志贺核电厂的一台1358MWe的核电机组(日本第55台核电机组)预计将于3月15日投入商业运行。这台机组是北陆电力公司的第2台核电机组,自2005年7月一直在试运行。该机组满功率运行将使日本的核电装机容量达到49.58GWe。日本的核电装机容量在美国和法国之后,排世界第三。由于缺乏石油和天然气等自然资源,以及全球减少温室气体排放运动,日本采取支持核电发展的政策。核电目前能满足日本国内30%左右的电力需求,日本政府计划到2010年通过新…     

钠冷快堆钠池火事故数值模拟

为了估计和预测钠火事故的后果，构建了以“有火焰薄层”为理论基础的燃烧模型和热传输模型，给出了程序计算结果与试验值的比较。比较结果证实，该计算结果可信、模型合理。程序可用来分析和预测钠池火事故。     

美国、法国和日本签署钠冷快堆合作协议

【美国能源部2006年2月17日新闻报道】2006年2月16日,美国、法国和日本签署了一份关于钠冷快堆系统的合作开发协议,为上述三国在先进核反应堆研发方面开展合作提供了框架。该协议将为与美国倡导的全球核能伙伴关系(GNEP)有关的技术开发提供支持。美国能源部(DOE)核能办公室代理主任、第四代反应堆国际论坛(GIF)政策组组长R.Shane Johnson说,“此协议的签署标志着在创新型核能概念开发的国际合作中取得了重大成就。拓展新一代核能技术将使全球从像GNEP这样的倡议中受益。”2002年,GIF初步选定了6个设计构想作为将来的第四代核反应堆(…     

钠冷快堆混合钠火程序开发

钠管道泄漏继而发生钠的燃烧为钠冷快堆特有的事故。在喷雾钠火模型和池式钠火模型基础上,将钠喷雾燃烧和池式燃烧进行了耦合,并针对钠冷快堆钠工艺间的结构特点,最终开发了混合钠火计算程序COMSFIRE。使用该程序计算了FAUNA喷雾钠火试验和CADARACHE池式钠火试验,并与试验结果和部分程序计算结果进行了对比。同时设计了混合燃烧算例,并使用该程序与CONTAIN-LMR程序进行了对比。通过计算结果的对比和分析,初步验证了程序的正确性。     

国外钠冷快堆进展情况

英国《国际核工程》1979年7月号刊登英国原子能管理局快堆发展董事会董事长 J. 穆尔的一篇文章,摘译如下:钠冷快堆在拥有核动力的大多数工业发达国家中已发展25年了。目前,建成原型快     

钠冷快堆载热系统设计

本文概述钠冷快堆的载热系统,综合快堆冷却系统的设计原则和方法,提供某些重要数据。对钠冷快堆一次钠回路系统的“池式”和“管式”布置方案作了分析比较,认为实验快堆采用“管式”双回路载热系统比较合适。     

世界钠冷快堆运行经验

<正>【法国《核综论》2010年第3期报道】截至2009年年底,包括试验堆和动力堆在内,全球先后共建成并运行了18座钠冷反应堆,累计运行403年。如果除去试验堆,用于发电的快堆有6座,分别是英国的原型快     

钠冷快堆换料系统可靠性研究

由于中子通量以及冷却剂运行温度高,钠冷快中子反应堆（简称钠冷快堆）的换料周期较一般轻水反应堆短。同时,换料过程中隔绝空气的要求以及换料设备本身的复杂性,钠冷快堆只能逐根进行换料,使得总的换料时间较轻水反应堆长。本文采用失效模式与影响分析、故障树分析等方法对典型钠冷快堆换料系统各部分的可靠性进行评价,获得了换料系统每次换料期间的失效概率。基于换料系统各部分失效的影响、失效概率以及恢复时间,分析了换料系统不同失效模式对反应堆运行效率的影响。     

用于海上钻井平台的小型钠冷快堆核电源概念设计方案

根据海上石油钻井平台用户电力需求的特点,介绍了一种基于斯特林热气机发电技术的小型钠冷快堆核电源设计方案,研究了小型钠冷快堆核电源的总体技术方案、主回路冷却系统以及关键设备设计方案,并给出小型钠冷快堆核电源的初步布置方案。研究结果表明：小型钠冷快堆核电源概念设计方案符合海上石油钻井平台用户需求的长周期换料、空间限制等特点。