聚变裂变混合发电堆水冷包层中子学设计分析

主要针对聚变裂变混合发电堆FDS-EM水冷包层的能量倍增因子M和氚增殖率TBR等中子学参数进行优化计算。FDS—EM包层主要设计目标是在氚自持的基础上获得约1GW的电功率，并且尽可能长时间连续运行不换料。通过初步设计分析给出一个使用核废料（压水堆卸出的废料钚、锕系加上贫铀）作为裂变燃料，能够实现氚自持、能量倍增因子约为90等设计目标，且连续运行至少10年不换料的中子学方案。

聚变实验增殖堆He冷包层中子学设计研究

在一维计算的基础上，优化分析聚变实验增殖堆Ｈｅ气冷却包层设计参数对堆中子学性能的影响，给出了年产生１００ｋｇ钚、氚自持、安全性好的包层初步设计方案，并用ＭｏｎｔｅＣａｒｌｏ输运程序ＭＣＮＰ３Ｂ对此方案进行了三维中子学计算校核。

星座型裂变燃料核反应堆的物理构想

从分析钍在持续中子辐照过程中各代子体含量的演变出发,着重研究有多代子体均达到各自的饱和值时的情况和所具有的特性,提出星座型裂变物质核反应堆的物理构想,并就此堆的特性和应用前景作了简单阐述和讨论。

托卡马克工程试验增殖堆Li冷包层的磁流体动力学压降分析

本文对液态金属 Li 流过托卡马克工程试验增殖堆自冷包层的磁流体动力学(MHD)压降进行了分析,讨论了内侧包层有无裂变、燃料元件的形式、包层能量倍增因子 M 及第一壁冷却孔道宽度对包层总压降的影响,从 MHD 流动分析的观点,为中子学、结构和热工水力设计提出了设计要求。

快增殖反应堆主容器结构试验模型的动力分析

反应堆主容器是整个核电站的核心设备。本文对一座式快增殖反应堆主容器结构的试验模型，采用有限元法进行了整体分析，给出了结构的自振频率和模态特征，并用谱分析法计算了结构在地震作用下的动力响应。与模型试验测量结果比较，两者符合良好，表明本文建立的计算模型是合理的。

核电站的反应堆及其安全性

概述核裂变、裂变产物、反应堆的基本结构、类型．综述新一代反应增殖堆的开发研制及核反应堆的安全性。

FEB-E动态气靶偏滤器的研究

在 FEB- E设计阶段 ,偏滤器从开放式固定板靶优化为封闭式气体靶 ,以改善偏滤器的杂质控制和增加离子与气体的相互作用。通过喷气和注入杂质获得的部分脱靶等离子体形成了动态气体靶。喷气能降低删削层 (SOL)处等离子体温度 ,注入的杂质增加了 SOL处的辐射功率 ,使靶板的负载降低。用 NEWT1D编码模拟了 SOL处等离子体和杂质 (硼杂质 )的输运 ,得到了杂质、等离子体温度和等离子体密度分布。着眼于杂质的滞留和辐射 ,优化了喷气点的位置。用偏滤器靶板上热负载的减少量评估了硼杂质注入的效果。

钠冷快增殖堆池式钠火事故分析计算

针对钠冷快堆严重事故下可能发生的池式钠火事故 ,描述了钠火现象 ,采用池式钠火程序SOFIREⅡ的“一腔室”模型 ,并在该模型基础上 ,更客观地模拟池式钠火过程 ,编制程序POOLFIRE。SOFIREⅡ认为池式钠火过程一开始就生成Na2 O和Na2 O2 的混合物 ,生成量也不确定。POOLFIRE认为早期生成Na2 O ,大约 30分钟后向Na2 O2 转变 ,最后计算得出池式钠火引起的安全壳内温度及压力响应 。

活性炭纤维对快堆中铯的吸附与脱附初探

本文对几种炭材料进行了Ｘ衍射、比表面积测定以及吸铯等一系列的分析研究。比较各种材料的优缺点，发现复合活性炭纤维具有优良的吸附性能，且吸铯系统在６００℃以下很稳定，是铯阱吸附材料的最佳选择。

Th-^(233)U热中子增殖堆某些物理特性的探讨

Th-^(233)U热中子增殖堆是一种尚末问世的第二代原子核反应堆。本文用热中子的物理参数并以钍在堆中衍生的^(233)U达到饱和值时作为堆燃料的更换周期,探讨了此类堆所具有的物理特性。初步结果表明:此类堆具有:1)钍的高耗损率;2)高的中子通量运行较为有利;3)进堆的^(233)U含量应尽可能低些;4)有着较深的燃耗等物理特性。

双区氯盐快堆的增殖及嬗变性能分析

基于熔盐嬗变堆(Molten Salt Actinide Recycler and Transmuter,简称MOSART)堆芯结构对氯盐快堆(Molten Chloride Salt Fast Reactor,简称MCFR)进行了优化,分析了熔盐成分和后处理方式的影响,使其燃耗性能得到明显的提升,但是相比熔盐快堆(Molten Salt Fast Reactor,简称MSFR)的增殖及嬗变性能仍有一定差距。基于在线连续添料与后处理方式,采用SCALE6.1程序和熔盐堆在线添料和后处理程序(Molten Salt Reactor Reprocessing Sequence,简称MSR-RS)分析了堆芯结构、^(37)Cl富集度对增殖比(Breeding Ratio,简称BR)、核素吸收率、燃耗等方面的影响,提出了双区氯盐快堆的设计,进一步提升了增殖嬗变性能和钍基燃料的利用率,倍增时间缩短到20年左右,超铀核素(Transuranics,简称TRU)嬗变率达到68%左右。

FEB-E氚泄漏分析

用 Sieverts 定律和 SWITRIM编码研究了聚变实验增殖堆的工程概要设计 FEB- E在正常工作状态和事故状态下的氚泄漏问题。分析表明 ,在这两种状态下 FEB- E包层液态锂中氚的分压都不高 ,氚泄漏的主要危险来自偏滤器的抽气系统的气体漏失。

一种长寿命钍基快谱堆芯的物理研究

钍(232Th)作为一种潜在的增殖燃料,长期以来仅作为其他矿产资源开采的废渣而未得到合理利用,国内外对钍在原位增殖—焚烧(Breed-and-Burn,B&B)堆芯中物理性能的研究较少。本文以金属钍作为反应堆的核燃料,给出了一种新型长寿命堆芯的配置方案。该堆芯在寿期内无需停堆换料,且达到平衡态后能自稳临界运行而无需反应性控制系统。研究表明,理论上钍燃料可以实现B&B模式,其开环模式具备极高的核燃料利用效率。

一种长寿命钍基快谱堆芯的物理研究

钍(232Th)作为一种潜在的增殖燃料,长期以来仅作为其他矿产资源开采的废渣而未得到合理利用,国内外对钍在原位增殖—焚烧(Breed-and-Burn,B&B)堆芯中物理性能的研究较少。本文以金属钍作为反应堆的核燃料,给出了一种新型长寿命堆芯的配置方案。该堆芯在寿期内无需停堆换料,且达到平衡态后能自稳临界运行而无需反应性控制系统。研究表明,理论上钍燃料可以实现B&B模式,其开环模式具备极高的核燃料利用效率。

美国PRISM模块堆研究取得进展

最近,美国能源部选中通用电气公司,对PRISM模块式液态金属快中子增殖堆做进一步的设计研究。按照现行的计划,这项研究工作已获得很大的进展,其中包括成套发电设备的容量加大。在控制、燃料、停堆反应性和防护方面也做了详细的研究。

印度一座核电站近期发生2起氚泄漏事件

位于印度北部的拉贾斯坦核电站近期发生了2起氚泄漏事件，导致超过40名电站员工受到了低于限值的氚辐射照射。但这2起事件未对环境和公众产生影响。

日本快堆发展计划及技术评价

日本快堆发展计划及技术评价黄辰山日本十分重视能源问题，特别是关于核能的开发与利用，可以说是日本能源战略的重要组成部分。长期以来，日本政府投入了大量资金从事快中子增殖堆的研制工作，力图在该高技术领域有所作为。１９９７年２月日本原子能委员会专门成立了高速...

所有Exelon核电厂均未发生计划外的放射性氚泄漏

对Exelon公司11座核电厂进行的环境研究证实，没有核电厂发生放射性氚泄漏。除了伊利诺斯州布雷德伍德核电厂的已知历史排放外，研究未在电厂边界以外发现除许可排放之外的可检出氚。