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中国快堆及先进核燃料循环体系发展战略思考 被引量：14
1
作者 张东辉 乔鹏瑞 +1 位作者 杨勇 杜静玲 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第10期1816-1820,共5页
中国是世界上最大的发展中国家,能源消耗位列世界第一。为实现社会、经济的可持续发展,确保能源供应安全和降低环境压力,大力发展包括核能在内的清洁能源是能源发展战略的必然选择。目前,中国的核能经过近30年的发展取得了长足进步,但... 中国是世界上最大的发展中国家,能源消耗位列世界第一。为实现社会、经济的可持续发展,确保能源供应安全和降低环境压力,大力发展包括核能在内的清洁能源是能源发展战略的必然选择。目前,中国的核能经过近30年的发展取得了长足进步,但在能源体系中依然占比很小。鉴于中国的铀资源总体储量有限,仅靠热中子反应堆支撑核能作为主力能源发展难以实现。快堆具有资源利用率高、固有安全性好等优点,配以先进核燃料循环系统,可实现核能的大规模、可持续、环境友好的发展。其中,快堆的发展应遵从先增殖、后嬗变的路线,燃料方面在经过氧化物陶瓷燃料后应尽快过渡到金属燃料;后处理方面初期主要通过水法处理压水堆乏燃料,为快堆提供初装料,后续要尽快实现干法后处理,以缩短增殖燃料的倍增时间和提高整个体系的经济性;同时,还需要同步发展高放废物的处理处置技术。在快堆和先进核燃料循环体系的支撑下,我国的核能能实现在千年量级上作为主力能源发展。 展开更多
关键词 能源 快堆 先进核燃料循环
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小型反应堆技术发展趋势 被引量：9
2
作者 周培德 侯斌 +2 位作者 陈晓亮 乔鹏瑞 齐少璞 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第S01期218-225,共8页
小型反应堆预期应用领域广,采用不同技术路线的小型反应堆有相应的特点和优先的应用方向。采用不同冷却剂的小型反应堆,要解决的技术问题不尽相同,如钠冷小型反应堆,重点需解决长达十几年的换料周期、钠水反应安全等问题。铅铋冷小型反... 小型反应堆预期应用领域广,采用不同技术路线的小型反应堆有相应的特点和优先的应用方向。采用不同冷却剂的小型反应堆,要解决的技术问题不尽相同,如钠冷小型反应堆,重点需解决长达十几年的换料周期、钠水反应安全等问题。铅铋冷小型反应堆,重点需解决耐腐蚀耐高温结构材料、210 Po防护、一体化小型化等设计和工程技术问题。中国原子能科学研究院(CIAE)基于中国实验快堆和霞浦示范快堆技术研究,推出了较为成熟的小型钠冷快堆设计方案,其也是CIAE在小型反应堆技术应用研究领域具有代表性的成果之一。 展开更多
关键词 小型反应堆 钠冷快堆 一体化
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小型长寿期铅铋堆主要设备辐照损伤计算
3
作者 胡晓 喻宏 +3 位作者 郭佳欣 黄毅 乔鹏瑞 王事喜 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2023年第5期931-939,共9页
通过计算小型长寿期铅铋堆主要部件和设备的原子离位数dpa,评估结构材料的辐照损伤程度。首先用MCNP计算反应堆内部最敏感的位置,采用SPECTER、SRIM程序分别计算包壳、组件外套管、异型钢、吊篮在寿期内的dpa。结果表明:SRIM与SPECTER... 通过计算小型长寿期铅铋堆主要部件和设备的原子离位数dpa,评估结构材料的辐照损伤程度。首先用MCNP计算反应堆内部最敏感的位置,采用SPECTER、SRIM程序分别计算包壳、组件外套管、异型钢、吊篮在寿期内的dpa。结果表明:SRIM与SPECTER计算结果对比,偏差在6%以内;铅铋堆堆内部件辐照损伤最严重的部件是堆芯中心补偿棒组件的外套管,在辐照寿期内dpa为17.95,远小于设计限值30;铅铋堆在寿期内运行,结构材料的辐照损伤均在安全限值范围内。研究结论对小型铅铋堆设计和安全运行具有参考价值。 展开更多
关键词 辐照损伤 铅铋堆 SPECTER SRIM
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铅铋快堆螺旋管直流蒸汽发生器热工水力特性数值研究 被引量：4
4
作者 丁雪友 陈志强 +2 位作者 文青龙 阮神辉 乔鹏瑞 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第4期21-26,共6页
本研究以铅铋快堆螺旋管直流蒸汽发生器(HOTSG)设计结构为研究对象,采用精细网格与多孔介质相结合的物理建模方法,通过一次侧三维湍流计算与二次侧用户自定义函数(UDF)分区传热计算相耦合的手段,在FLUENT求解器中开展了蒸汽发生器的热... 本研究以铅铋快堆螺旋管直流蒸汽发生器(HOTSG)设计结构为研究对象,采用精细网格与多孔介质相结合的物理建模方法,通过一次侧三维湍流计算与二次侧用户自定义函数(UDF)分区传热计算相耦合的手段,在FLUENT求解器中开展了蒸汽发生器的热工水力特性数值分析研究。研究表明:铅铋入口附近的流量分配孔和腔室对应的直管段区域出现铅铋流速峰值,径向最大速度为0.431 m/s;入口腔室至管束区位置受到阻力突变的影响,压力、横流速度、轴向速度变化较大;热工参数变化符合流动与传热机理,临界热流密度(CHF)点附近一二次侧温差最大为109.61 K,此处最大热流密度为323.55 kW/m^(2)。该研究将为铅铋快堆HOTSG结构设计、流致振动及安全评价提供重要的参考。 展开更多
关键词 铅铋快堆 螺旋管直流蒸汽发生器(HOTSG) 数值分析 多孔介质 热工水力
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欧洲铅冷快堆水平螺旋管式蒸汽发生器热工水力性能分析 被引量：2
5
作者 张巍 李净松 +4 位作者 施慧烈 乔鹏瑞 王聪 张天清 何莹钊 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第3期38-45,共8页
以欧洲铅冷堆(ELSY)水平螺旋管式蒸汽发生器(HST-SG)为研究对象,结合其结构参数和运行参数,选取了合适的传热阻力模型开发了一维稳态热工水力计算程序,采用该程序首先对ELSY HST-SG进行校核计算,以验证程序计算的准确性,再结合计算结果,... 以欧洲铅冷堆(ELSY)水平螺旋管式蒸汽发生器(HST-SG)为研究对象,结合其结构参数和运行参数,选取了合适的传热阻力模型开发了一维稳态热工水力计算程序,采用该程序首先对ELSY HST-SG进行校核计算,以验证程序计算的准确性,再结合计算结果,对ELSY HST-SG热工水力性能进行详细分析,并针对不同运行参数开展对比分析研究。分析结果表明,ELSY HST-SG各项参数选择合理,热工水力性能优良,结构紧凑。因此,该程序可用于ELSY HST-SG的设计开发和性能分析。 展开更多
关键词 水平螺旋管 蒸汽发生器 铅冷快堆 热工水力
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螺旋管式直流蒸汽发生器壳侧流场数值模拟方法研究 被引量：2
6
作者 王聪 张巍 +2 位作者 李净松 乔鹏瑞 施慧烈 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第4期171-175,共5页
铅冷快堆(LFR)采用一体化堆芯设计方案,其中的直流蒸汽发生器(OTSG)多采用螺旋管式结构以使整体结构小型紧凑。为研究LFR中螺旋管式OTSG壳侧铅铋冷却剂的流动传热特性,利用FLUENT软件,采用一种分区段计算方法,通过管壁热流密度拟合公式... 铅冷快堆(LFR)采用一体化堆芯设计方案,其中的直流蒸汽发生器(OTSG)多采用螺旋管式结构以使整体结构小型紧凑。为研究LFR中螺旋管式OTSG壳侧铅铋冷却剂的流动传热特性,利用FLUENT软件,采用一种分区段计算方法,通过管壁热流密度拟合公式对螺旋管式OTSG壳侧进行了三维数值模拟。最终验证了该分段计算方法的正确性,分析了OTSG壳侧铅铋冷却剂的流动传热特性,获得了其速度、温度以及压力场的计算数据,为下一步OTSG流致振动分析和高温应力计算提供了依据。 展开更多
关键词 螺旋管 直流蒸汽发生器(OTSG) 数值模拟
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CEFR在ULOF工况下的自然循环能力分析 被引量：2
7
作者 梁继越 张熙司 +1 位作者 乔鹏瑞 张东辉 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第6期1040-1046,1052,共8页
自然循环能力是衡量钠冷快堆固有安全性的重要指标,堆芯布置、回路设计及工况参数等都会影响堆芯自然循环能力,因此不同堆型的自然循环能力有很大差异。为了保证堆芯事故得到有效缓解,中国实验快堆(CEFR)的设计中通过优化系统布置,重点... 自然循环能力是衡量钠冷快堆固有安全性的重要指标,堆芯布置、回路设计及工况参数等都会影响堆芯自然循环能力,因此不同堆型的自然循环能力有很大差异。为了保证堆芯事故得到有效缓解,中国实验快堆(CEFR)的设计中通过优化系统布置,重点考虑了堆芯自然循环。本文采用SAS4A程序对CEFR进行系统建模,分析了CEFR在无保护失流(ULOF)工况下的堆芯热工水力参数瞬态特性,验证了CEFR利用自身自然循环和负反馈设计进行事故缓解的能力,本文还对一回路流动阻力和二回路钠装量对堆芯自然循环的影响进行分析。计算结果表明,CEFR具有良好的自然循环特性,在ULOF工况下可以依靠其负反馈停堆,并能够建立起稳定的自然循环从而导出堆芯余热。 展开更多
关键词 CEFR 自然循环 ULOF SAS4A 钠冷快堆
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基于多相CFD的LIFUS5/Mod2小泄漏注射实验仿真
8
作者 张泂 杨红义 +2 位作者 侯斌 牛志新 乔鹏瑞 《科技风》 2022年第12期81-84,共4页
蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故是铅冷快堆(LFR)的设计基础事故。本文针对ENEA C.R.Brasimone中心的LIFUS5/Mod2试验台架构建计算域进行注射实验的仿真,通过分析蒸汽泡形成扩散原理选取了合适的气泡受力模型,使用欧拉多相流模型仿真了... 蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故是铅冷快堆(LFR)的设计基础事故。本文针对ENEA C.R.Brasimone中心的LIFUS5/Mod2试验台架构建计算域进行注射实验的仿真,通过分析蒸汽泡形成扩散原理选取了合适的气泡受力模型,使用欧拉多相流模型仿真了将240℃的水以1m/s的速度注入400℃的LBE中的实验工况。结果表明,蒸汽泡产生非常迅速,并在1s内到达上部氩气空间,在2s时检测到容器内压力达到0.8MPa。 展开更多
关键词 LBE 水 水蒸气 SGTR
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全厂断电事故工况下小型铅铋快堆余热排出能力评价 被引量：1
9
作者 刘玉康 文青龙 +2 位作者 乔鹏瑞 侯斌 阮神辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第11期2028-2035,共8页
小型铅铋快堆的非能动余热排出系统(PRHRS)主要是为应对全厂断电(SBO)事故,但目前并不确定该PRHRS能否有效带走堆芯衰变热以保证堆芯安全,因此开展了数值分析研究评价PRHRS的余热排出能力。本文使用RELAP54.0程序开展了小型铅铋快堆SBO... 小型铅铋快堆的非能动余热排出系统(PRHRS)主要是为应对全厂断电(SBO)事故,但目前并不确定该PRHRS能否有效带走堆芯衰变热以保证堆芯安全,因此开展了数值分析研究评价PRHRS的余热排出能力。本文使用RELAP54.0程序开展了小型铅铋快堆SBO事故热工水力分析,首先进行稳态计算,之后将稳态结果作为初值进行瞬态计算。研究结果表明:在整个SBO事故中,包壳峰值温度最高为820 K,主容器与保护容器壁面最高温度分别为792 K和769 K,均未超过安全限值,表明此PRHRS可有效应对小型铅铋快堆SBO事故。本文研究可为小型铅铋快堆PRHRS的工程设计奠定技术基础。 展开更多
关键词 小型铅铋快堆 全厂断电 余热排出 RELAP54.0程序
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CONTAIN-LMR程序中池式钠火事故分析计算模型的验证
10
作者 李世锐 任丽霞 +1 位作者 胡文军 乔鹏瑞 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第1期42-47,共6页
CONTAIN-LMR是针对以液态钠为冷却剂的反应堆而开发的安全壳事故一体化分析程序。我国目前的CONTAIN-LMR程序版本为2000年左右从法国引进,还未进行过面向工程设计的系统性地程序开发和验证。本文主要针对CONTAIN-LMR程序中模拟池式钠火... CONTAIN-LMR是针对以液态钠为冷却剂的反应堆而开发的安全壳事故一体化分析程序。我国目前的CONTAIN-LMR程序版本为2000年左右从法国引进,还未进行过面向工程设计的系统性地程序开发和验证。本文主要针对CONTAIN-LMR程序中模拟池式钠火事故的分析模型进行详细分析,并采用国际上的池式钠火实验进行验证,实验验证结果表明CONTAIN-LMR程序可以较准确地模拟池式钠火事故造成的钠工艺间内的温度、压力升高及放射性钠气溶胶行为。本文的研究结果初步表明CONTAIN-LMR程序可用于钠冷快堆的钠火事故分析。 展开更多
关键词 CONTAIN-LMR 池式钠火模型 验证
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