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高燃耗下快堆燃料与包壳的化学相互作用模型建立及验证
快堆燃料元件 芯块包壳相互作用 腐蚀开裂 高燃耗
2022/1/15
快中子反应堆二氧化铀燃料元件在高燃耗、高中子注量率、高线功率和高温状况下运行，燃料与包壳材料会发生复杂的物理化学相互作用。燃料元件化学相互作用模型的建立对高燃耗快堆燃料元件的设计非常重要。针对快中子反应堆氧化物燃料元件与包壳材料发生的化学相互作用，采用动力学模型建立了二氧化铀与奥氏体不锈钢、铁素体-马氏体钢包壳材料的化学相互作用模型，并通过实验数据验证该模型。结果表明：建立的快堆二氧化铀燃料与奥氏...
2021年，原子能院泳池堆累计功率运行123天，超额完成了年度功率运行100天的目标，运行状态良好，全年未发生运行事件及计划外停堆，为原子能院顺利完成重大项目辐照考验任务发挥了不可替代的重要作用。为持续提升泳池堆安全稳定运行能力，原子能院反应堆工程技术研究所策划并进行了三台一次水泵及电机、两台厂房主变压器的更换工作，相继解决了设备更换中遇到的多项技术难题，提前完成了上述重要设备更换，为确保泳池堆连...
“不会熔毁的核反应堆”为何固有安全
核反应堆 核燃料 二氧化碳
2022/1/6
日前，被称为世界首座商业规模“不会熔毁的核反应堆”——石岛湾高温气冷堆核电站示范工程首次并网发电。这是全球首个并网发电的第四代高温气冷堆核电项目，标志我国在这一先进核能技术领域成为世界领跑者。
球床模块式高温气冷堆心防护装备正式投入使用（图）
高温气冷堆核电项目 核能技术 高温气冷堆示范工程
2022/1/5
近日，全球首座球床模块式高温气冷堆核电站-山东荣成石岛湾高温气冷堆示范工程首次并网发电成功。这是全球首个并网发电的第四代高温气冷堆核电项目，标志着我国成为世界少数几个掌握第四代核能技术的国家之一，意味着该领域我国成为世界核电技术的领跑者。
2022年1月5日，全球首座球床模块式高温气冷堆核电站-山东荣成石岛湾高温气冷堆示范工程首次并网发电成功。这是全球首个并网发电的第四代高温气冷堆核电项目，标志着我国成为世界少数几个掌握第四代核能技术的国家之一，意味着该领域我国成为世界核电技术的领跑者。
原子能院获得首批铅铋堆瞬态工况试验研究数据（图）
铅铋堆 铅铋快堆 第四代核能系统 小型铅铋示范堆
2022/1/4
2021年12月12日，铅铋堆非核集成测试装置汽轮机停运试验在原子能院顺利完成，这是我国开展铅铋堆工程研究的重要里程碑节点，标志着我国获得了首批全系统级铅铋堆瞬态工况试验数据，填补了国内相关研究领域的空白，为铅铋堆工程型号设计提供了重要支撑。这也是原子能院继2021年4月份实现国内首套兆瓦级铅铋堆非核集成测试装置满功率发电运行后，在铅铋堆型号研制方面取得的又一项突破性进展。
2021年12月12日，铅铋堆非核集成测试装置汽轮机停运试验在原子能院顺利完成，这是我国开展铅铋堆工程研究的重要里程碑节点，标志着我国获得了首批全系统级铅铋堆瞬态工况试验数据，填补了国内相关研究领域的空白，为铅铋堆工程型号设计提供了重要支撑。这也是原子能院继2021年4月份实现国内首套兆瓦级铅铋堆非核集成测试装置满功率发电运行后，在铅铋堆型号研制方面取得的又一项突破性进展。
中国首个快堆乏燃料运输容器研制成功
快堆乏燃料运输容器 快堆燃料组件 辐射防护
2021/12/30
近日，中国原子能科学研究院成功研制我国首个快堆乏燃料运输容器，并通过在1:1原型样机上验证试验，完成了设计定型工作。这标志着我国已掌握快堆乏燃料运输容器的设计和制造技术。长期以来，快堆燃料组件因其独特的结构形式以及乏燃料组件的特殊性，在国内尚无适用的运输容器。为此，中国原子能科学研究院核工程设计研究所组织开展了快堆乏燃料运输容器设计和样机制造工作，委托中国辐射防护研究院进行了力学、耐热及强化水浸没...
中国原子能科学研究院快堆高性能数值模拟关键技术取得重要突破（图）
快堆高性能数值 快堆堆芯 核热子通道耦合计算
2021/12/28
由中国原子能科学研究院核工程设计研究所牵头开发的快堆多物理耦合计算系统，成功完成了数千核并行规模的快堆堆芯和堆本体全范围精细化中光子输运计算、全堆芯输运-燃耗耦合计算、核-热子通道耦合计算与核燃料性能耦合分析。这标志着中国原子能科学研究院快堆型谱软件在高性能计算、先进建模仿真技术与多物理耦合模拟方面取得重要突破，为构建我国首个具有完全自主知识产权的钠冷快堆高性能数值模拟系统奠定应用基础。
中国原子能科学研究院完成我国首个高通量堆研究方案
高通量堆 同位素生产 核基础探索 先进核能系统
2021/12/27
中国原子能科学研究院完成多功能高通量辐照研究堆的方案论证与研究，从堆化一体角度提出了我国高通量堆解决方案。高通量研究堆中子注量率接近或大于5×1015n/（cm2?s），是开展燃料与材料考验、工业及医用同位素生产、核基础探索研究的顶级设施，堪称研究堆中的“特种部队”。其研究方案的完成，为优化我国先进核能系统科研设施布局，引领重大决策长远规划，实现我国核技术跨越式发展提供支撑。
中国原子能科学研究院铅铋堆自然循环能力研究核心技术达国际先进
铅铋堆 冷却剂自然循环 第四代核能系统
2021/12/27
我国自主设计和建造的国内规模最大的铅铋合金自然循环试验装置在中国原子能科学研究院建成。基于该装置，中国原子能科学研究院完成了多项重要试验，获得了铅铋快堆冷却剂自然循环的关键试验数据，助力我国铅铋堆的研发及工程设计，为解决我国铅铋快堆工程中非能动余热导出系统设计及安全分析的不确定性问题提供了重要支撑。这标志着中国原子能科学研究院在铅铋快堆自然循环研究方面的整体研发深度及核心技术成熟度，均达到国际先进...
一种小型熔盐堆的主回路放射性产物分析
熔盐堆 放射性活度 主回路 锕系核素
2021/12/23
为满足小区域供电需求，提出了一种热功率为100MWt的小型熔盐堆的堆芯概念设计。该设计通过调整堆芯燃料初始装载量，使得反应堆在不添料的条件下可满功率运行1250d，然后在寿期末进行燃料批处理。针对这种长换料周期的燃耗特性和燃料盐的特点，对该堆在运行期间主回路的放射性核素产量及其来源进行了分析。通过三维蒙特卡罗运输程序的计算软件KENOVI和燃耗分析模块Origen-S，对主回路放射性产物的积存量以...
反应堆堆腔用中子屏蔽材料耐热性能研究
中子屏蔽材料 耐高温 反应堆堆腔 苯基硅树脂
2021/12/23
针对第三代核电厂反应堆堆腔耐高温中子屏蔽需求，由于当前国内外的材料均无法满足设计要求，急需开发一种耐高温的中子屏蔽材料。本文以耐高温的苯基硅树脂及苯基含氢硅油为基体材料，以碳化硼粉末为中子吸收体，制备出一种耐高温中子屏蔽复合材料并着重探讨了复合材料的耐热性能及不同苯基含量的影响。热重分析（ThermalGravimetricAnalysis，TGA）研究表明：随着苯基含量的升高，复合材料的热失重逐...
新型重水慢化熔盐堆堆芯优化设计
重水慢化熔盐堆 热工水力 中子学 钍铀燃料循环
2021/12/23
采用液态燃料及重水慢化剂的重水慢化熔盐堆（HeavyWatermoderatedMoltenSaltReactor，HWMSR）具有高中子经济性，但堆芯出口温差较大，将会导致堆芯顶部管道构件热疲劳。本文旨在优化HWMSR堆芯设计，降低堆芯出口温差。采用中子学-热工耦合程序以及堆芯临界搜索程序，深入分析了具有不同熔盐通道半径堆芯的功率分布、熔盐出口温度分布、初始易裂变核素233U装载量及钍铀增殖等性...