钠冷快堆严重事故钠燃烧过程裂变产物释放概念模型建立

钠冷快堆严重事故分析是了解事故进程与进行事故预防的重要手段。该文以钠冷快堆严重事故工况下伴随着钠燃烧过程的放射性裂变产物释放为研究对象,通过对物理过程、物理模型进行分析,建立了钠燃烧过程中裂变产物释放的概念模型,在此基础上,进一步讨论了影响钠气溶胶颗粒与裂变产物释放、扩散、沉降行为的因素与规律。

钠冷快堆退役技术研究现状及建议

钠冷快堆因其固有安全性高、高效利用铀资源等特点,成为第四代核能系统中发展最快的堆型,也是我国核电“三步走”战略的关键一步。本文依据国外钠冷快堆的退役情况和关键经验,总结出了钠冷快堆退役技术流程,介绍了国外钠冷快堆退役技术发展情况,并对我国钠冷快堆退役工作的策划和开展提出了建议。

科技金融投入对高技术产业创新能力的影响研究

我国现代化建设应以创新驱动为发展战略,发挥科技创新引领作用,推动我国前沿科技高质量发展。科技创新与一般生产活动不同,融资约束、资金短缺是制约发展的首要问题。科技金融作为建立在创新科技基础上的新型金融业态,解决了高新技术企业融资约束问题。文章以科技金融为背景,将科技金融划分为不同领域,根据不同渠道科技金融创新能力及应用效果进行分析,结果证实不同渠道的科技金融投入对高技术产业创新能力影响不同,不同区域经济发展结构不同对高技术产业创新渠道效果也存在差异。

小型可运输长寿命铅铋冷却快堆堆芯设计研究

为满足偏远地区供电需求,提出了一种小型可运输长寿命铅铋冷却快堆(STLFR)堆芯设计方案,额定热功率为20 MW,在不换料条件下可运行18 EFPY(有效满功率年)。为减小堆芯体积,堆芯采用蜂窝煤型燃料组件,内设若干冷却剂管道,管外为燃料,实现了较高的堆芯燃料体积占比。为展平堆芯径向功率分布,将堆芯燃料区沿径向划分为三区,分别采用不同的冷却剂管道尺寸。为降低堆芯高度,设计使用含高富集度6Li的液态锂作为吸收体的液态吸收体控制系统。为降低初始剩余反应性,在堆芯控制组件与安全组件中布置两组固定式可替换吸收体,分别在堆芯燃耗1/3和2/3寿期时替换为固定式反射体。提出的堆芯设计方案在整个运行寿期内满足热工设计限值,控制系统和安全系统能独立满足堆芯控制和停堆要求。采用准静态反应性平衡方法对5种典型无保护事故工况进行分析,初步证明了堆芯具有固有安全特性。

小型铅铋冷却快堆瞬态安全分析

本文基于多通道热工模型与功率计算模型,在快堆分析程序SARAX的基础上开发了可用于分析小型铅铋冷却快堆在无保护超功率事故、无保护失流事故及无保护失热阱事故发生时瞬态安全特性的计算功能,并利用该程序计算了在不同事故情况下,堆芯反应性、功率以及热工参数随时间的变化,分析评价了堆芯的中子学和热工水力学性能。结果表明所设计的堆芯在发生事故时具有固有安全特性。

多尺寸颗粒堆积多孔介质通道内流动特性研究

基于美国桑迪亚国家实验室(Sandia National Laboratory)利用反应堆熔融材料UO_2进行堆内实验获得的碎片床尺寸分布,采用不同尺寸的玻璃圆球和砂石颗粒按照相似的颗粒尺寸分布,分别构建了多尺寸球形颗粒混合堆积床和砂石堆积颗粒床,实验研究了单相和气-水两相竖直向上流过颗粒堆积床时的流动阻力特性。研究结果表明,具有宽广范围尺寸分布的颗粒堆积床,其有效直径的大小受颗粒形状的影响较小;相似尺寸分布的颗粒堆积床的有效直径十分接近。基于单相实验和Ergun方程获得的多尺寸颗粒堆积床的有效直径,其两相流动阻力压降与Reed模型的计算值吻合较好。

由福岛核事故看中国核电

2011年3月11日,日本福岛核电厂由于地震和海啸发生严重事故,导致放射性泄露,造成了公众恐慌。对日本核电事故成因进行了分析,就国内核电厂与福岛核电厂设计理念、预防和缓解事故能力的不同进行了说明。最终认为国内核电厂由于厂址条件不同以及设计的先进性,能保证运行安全,发生类似福岛事故的可能性极低。