小型模块化自然循环铅冷快堆(SNCLFR-100)初步物理设计及燃耗优化

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铅冷微堆SMILE典型无保护瞬态热工安全分析

铅冷微堆SMILE典型无保护瞬态热工安全分析
柳春源;肖骏;陈笑松;孙培栋;邢勉
【期刊名称】《原子能科学技术》
【年(卷),期】2024(58)4
【摘要】核能系统小型化是核能未来发展的重要方向,其中小型铅冷快堆是技术路线之一。

在小型铅冷快堆研发过程中,瞬态工况下热工水力安全特性是重要的研究内容之一,这不仅是对反应堆安全特性的重要验证,也对反应堆系统的后续设计完善具有重要参考价值。

兆瓦级铅冷快堆SMILE是国家电投集团科学技术研究院有限公司提出的高安全、紧凑型铅冷快堆方案。

为研究SMILE的安全特性,使用系统分析程序ATHLET对其进行典型无保护瞬态热工水力性能分析。

结果表明,SMILE在应对典型无保护瞬态事故时具备良好的固有安全特性。

【总页数】11页(P814-824)
【作者】柳春源;肖骏;陈笑松;孙培栋;邢勉
【作者单位】国家电投集团科学技术研究院有限公司;中山大学
【正文语种】中文
【中图分类】TL364
【相关文献】
1.钠冷快堆二回路系统热工水力瞬态分析程序SELTAC的开发与应用
2.钠冷快堆无停堆保护失热阱固有安全特性
3.自然循环铅冷快堆无保护瞬态分析研究
4.小型铅
基堆自然转强迫循环热工水力瞬态特性分析5.钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析程序开发
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铅冷快堆研究概述

Nuclear Science and Technology 核科学与技术, 2018, 6(3), 87-97Published Online July 2018 in Hans. /journal/nsthttps:///10.12677/nst.2018.63011Summary of Lead-Cooled Fast ReactorResearchJinsheng Han, Bin Liu, Wenqiang LiSchool of Nuclear science and Engineering, North China Electric Power University, BeijingReceived: Jul. 13th, 2018; accepted: Jul. 23rd, 2018; published: Jul. 30th, 2018AbstractLead-cooled fast reactor is a fast neutron reactor cooled by liquid lead or lead bismuth alloy. As one of the six main reactors of the fourth generation reactor system, lead-cooled fast reactor can well meet the requirements of the fourth generation reactor about safety, economy, sustainability and nuclear non-proliferation. The lead-cooled fast reactor system steering committee of the fourth generation international forum identified the European lead-cooled fast reactor ELSY, the Russian medium-sized lead-cooled fast reactor BREST-OD-300 and the SSTAR system concept de-signed in the US as the main reference reactor types of the lead-cooled fast reactor. In this paper, the historical background of the development of the lead-cooled fast reactor is summarized, and the current status is introduced. Then, three main reference types are summarized, and finally, the challenges of the lead-cooled fast reactor are put forward.KeywordsThe Fourth Generation Reactor, Lead-Cooled Fast Reactor, Reference Reactor Type铅冷快堆研究概述韩金盛，刘滨，李文强华北电力大学核科学与工程学院，北京收稿日期：2018年7月13日；录用日期：2018年7月23日；发布日期：2018年7月30日摘要铅冷快堆是指采用液态铅或铅铋合金冷却的快中子反应堆。

AFR-100钠冷快堆超临界CO_(2)循环结构布置与性能分析

图 2 为简单回热循环工质在循环过程中的r
图。图中，工质在回热器中吸收的热量 295.41 MWlh(b - c 过程）高于工质从热源的吸热量280.95肘贾+(〇-£1过程），循环过程中巨大的回热量是超临界 C0 2循环的一个重要特征。另外,即使在系统中布置了回热器，但受到回热器端差的限制，经过回热的 C0 2 工质仍达到了 116.01丈，这部分热量被全部带入冷却器中排向
Abstract：Aim to the Adavanced Fast Reactor (AFR - 100) as the heat source, this paper studied on the laytout and system performance analyses of supercritical C0 2 Brayton cycle. Via the thermodynam ic anlaysis program, the recuperation cycle, the recompression cycle and the partical cooling cycle were calculated and the optimal parameters, the highest thermal efficiency were gained. Compering with the recuperation cycle, both efficiencies were improved about 2 % on the recompression cycle and the partial cooling cycle, as 37. 8 1 % and 37. 5 9 % respectively. For AFR - 100, the recompres sion cycle and the partical cooling cycle are suitable layouts both on the higher cycle thermal effiency and the more reseasonable system structure and component design. Key words： Supercritical C0 2 Brayton Cycle；AFR - 1 0 0 ；System performance analysis

模块化小型堆发展情况简述

模块化小型堆发展情况简述作者：王长松来源：《商情》2020年第32期【摘要】小堆具有安全性高、功率较小、可靠近需求侧、建造周期短、较易融资、适应性强等优点。

国内主要核电企业及科研机构均开展了大量的技术攻关和产品研发工作，取得了明显的进展。

中核、中广核、清华大学、国电投、中科院、中船重工等单位及研究机构，都开发出各具特色的小堆技术，部分已具备开展工程示范的技术条件。

【关键词】小堆 ;ACP100 ;低温供热堆国际原子能机构（ IAEA ）也提出了积极鼓励研发小型反应堆的倡议，将电功率不超过300MW 的核电机组定义为小型反应堆。

据 IAEA 于 2018 年发布的《小型模块化反应堆技术进展》，国际上共收录了 53 种小堆技术，连同目前正在开发之中的小堆，共有 60 种之多。

小堆研发已成为当前核能领域的一个热点，也是核能技术发展的一个重要方向。

我国有关政府部门和核能开发单位十分重视小型反应堆的开发工作，将之纳入国家发展规划，并取得了许多有重要影响的技术成果。

小堆具有安全性高、功率较小、可靠近需求侧、建造周期短、较易融资、适应性强等优点。

国内主要核电企业及科研机构均开展了大量的技术攻关和产品研发工作，取得了明显的进展。

中核、中广核、清华大学、国电投、中科院、中船重工等单位及研究机构，都开发出各具特色的小堆技术，部分已具备开展工程示范的技术条件。

一、ACP100小型模块化压水堆示范项目ACP100模块化小型堆技术：2009年，中核集团启动了ACP100集团专项，开展多用途模块式小型堆设计研究。

在其后的5年研发周期内，ACP100先后开展了方案设计、福岛事故后的方案优化设计及标准设计。

随着设计阶段的深入，技术问题逐步暴露并逐一得以解决，所有系统的技术方案、容量及参数全部得以固化。

2015年7月，IAEA对ACP100进行通用设计审查（GRSR），2016年4月为ACP100颁发反应堆安全审查终版报告。

ACP100成为世界首个通过IAEA通用设计审查的小堆。

俄罗斯模块式铅铋快堆SVBR-100调研

目录1.1 俄罗斯模块式铅铋快堆 (SVBR) (2)1.2 SVBR-75/100设计特点及电厂技术参数 (2)1.3 燃料选择 (3)1.4堆芯设计 (4)1.5主要设备 (6)1.5.1反应堆压力容器 (6)1.5.2蒸汽发生器 (6)1.5.3主循环泵和防护水箱 (7)1.6模块化设计 (7)1.7SVBR-75/100的安全性 (8)1.7.1SVBR-75/100的安全哲学及目标 (8)1.7.2蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故分析 (8)1.7.3严重事故（超设计基准事故）分析 (9)参考文献 (12)1.1 俄罗斯模块式铅铋快堆 (SVBR)SVBR-75/100是俄罗斯开发的小型、模块式液态重金属（铅铋合金）冷却的先进快堆。

它以核潜艇液态铅铋合金冷却反应堆证实的技术为依据，建立在过去实践证实的技术规范的基础上，是第四代核能论坛承认的先进核能系统之一。

SVBR-75/100型核电机组发电容量75-100MWe，使用独特的重金属冷却剂，系统简单、安全性能卓越，工艺技术基础扎实，非常适合核技术和工业基础较薄弱的发展中国家；而据估算它的经济竞争力也很强，在俄罗斯条件下，基建比成本低于俄罗斯最新的VVER-1000型现代压水堆。

俄罗斯拟于2017年建在俄罗斯新瓦洛涅什核电厂退役的2＃机组反应堆厂房内，作为核蒸汽供应系统，替代原机组的发电容量。

如按期建成，很可能是全世界第一个新一代核能系统。

1.2 SVBR-75/100设计特点及电厂技术参数SVBR-75/100采用液态铅铋共晶合金(Pb,44%；Bi,56%)冷却，系统设备采用一体化布置。

和许多模块式小型堆一样，SVBR-75/100采用池式结构，将堆芯、主循环回路和蒸汽发生器（SG）整个套设备装在主容器内，容器外没有管道和阀门。

它是一种模块式多用途小型堆，相应发电功率为75-100MWe。

1.3 燃料选择SVBR-75/100对于燃料循环技术选择，遵守“运行使用的燃料类型和燃料循环经过验证，目前最经济”原则。

一种铅-铋合金冷却快堆的高放废物积累量研究

一种铅-铋合金冷却快堆的高放废物积累量研究王子冠;李林森;杨韵颐;沈峰;张陆雨【摘要】目前商用压水堆积累了大量的长寿命高放废物,放射毒性强,衰变时间漫长,对环境和人类构成了长期威胁,作为6种第四代核能系统堆型中的一种,铅基冷却快堆在减少长寿命高放废物产生方面具有优势.基于此本文提出了一种热功率为300 MW的铅-铋合金冷却快堆设计.利用MCNP程序对反应堆堆芯进行建模并计算了堆芯在寿期初的主要物理参数,详细分析了燃耗过程中长寿命高放核素的积累量,并与一般压水堆长寿命高放核素的积累量进行了比较.结果表明,对主要关心的次锕系核素,铅-铋合金冷却快堆的产生量远小于压水堆的,而长寿命裂变产物的产生量与压水堆的相当.总体来说,铅-铋合金冷却快堆产生的长寿命高放废物总量小于压水堆的,可看出铅-铋合金冷却快堆在减少长寿命高放废物产生方面更具有竞争性.%At present ,pressurized water reactors (PWRs) have accumulated massive long-lived high level radioactive wastes with high radiotoxicities and long decay half-life , which has long-term effects on environment and people . Since generation Ⅳ nuclear systems ,including lead-cooled fastreactor ,have advantages in reducing the long-lived high level radioactive wastes ,a 300 MW lead-bismuth-cooled fast reactor (LBE-cooled fast reactor) design was proposed in this paper .The main physical parameters of the reactor core were modeled and calculated by using the MCNP code .Then ,the accumu-lation of the long-lived high level radioactive nuclides was analyzed in detail and com-pared with the accumulation of radioactive nuclides in PWRs .The results show that productions of the minor actinides in LBE-cooled fast reactor are much less than those ofPWRs ,w hile the long-lived fission products accumulated in LBE-cooled fast reactor and PWR are almost equivalent .Overall ,the total masses of the long-lived high level radio-active wastes in LBE-cooled fast reactor are less than those in PWRs ,which suggests that LBE-cooled fast reactor is more competitive than PWR in reducing the long-lived high level radioactive wastes .【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2017(051)012【总页数】6页(P2294-2299)【关键词】铅-铋合金冷却快堆;长寿命高放核素;MCNP程序;物理参数分析;燃耗计算【作者】王子冠;李林森;杨韵颐;沈峰;张陆雨【作者单位】国家电投集团科学技术研究院有限公司,北京 102209;国家电投集团科学技术研究院有限公司,北京 102209;国家电投集团科学技术研究院有限公司,北京 102209;国家电投集团科学技术研究院有限公司,北京 102209;国家电投集团科学技术研究院有限公司,北京 102209【正文语种】中文【中图分类】TL329随着全球电力需求的不断增长，核能作为一种高效、清洁的能源，越发受到各国政府的重视，在世界能源结构中占有越来越重要的地位[1-2]。

模块式小堆ACP100项目经济性优化探讨

模块式小堆ACP100项目经济性优化探讨作者：张可为李松来源：《科技视界》2019年第02期【摘要】本文对一种模块式小堆型号ACP100为研究对象，采用商用工程经济分析软件对其进行了经济优化分析，完成了前期准备工程、核岛工程、常规岛工程、BOP工程等相关组成部分的概算和估算和两者对比分析，对比了M310、CP600和ACP100三个核电型号的工程造价，分析了工程费用范围、以及工程基础价、价差预备费、工程固定价、建设期财务费用、工程建成价、铺底流动资金、可抵扣税费、项目计划总资金等财务费用，并对电价敏感性、融资优惠方案变化、融资优惠方案变化进行了分析，最后提出了优化建议和优化方式，为模块式小堆后续工程项目提供了参考。

【关键词】模块式小堆;ACP100;经济性;优化中图分类号： TM623.91 文献标识码： A 文章编号： 2095-2457（2019）02-0001-005【Abstract】In this paper，One Small Modular Reactor（SMR）Model-ACP100 is studied.The commercial engineering economic analysis software was used to analysis the ACP100 economic optimization，estimate analysis and evaluate analysis of ACP100 engineering，which include the preparatory engineering，nuclear island project，conventional island engineering，BOP engineering，and so on，are contrast and analysis.The engineering cost of three nuclear power models M310，CP600 and ACP 100 are compared.This paper analyses the scope of project cost，as well as the financial costs such as the basic price of the project，the reserve fee for price difference，the fixed price of the project，the financial cost during the construction period，the construction cost，the Liquidity Fund for laying the foundation，the deductible tax fee and the total fund for the project plan.The sensitivity of electricity price，the change of financing preferential scheme and the change of financing preferential scheme are also analyzed.Finally，the optimization suggestions and optimization methods are put forward， which provide a reference for the follow-up project of small modular reactor.【Key words】Small Modular Reactor;ACP100;Economic;Optimization0 前言自2004年6月国际原子能机构（IAEA）宣布启动以一体化技术、模块化技术为主要特征的革新型模块式小型堆（SMR）开发计划以来，参与的成员国总数已达到30个，涌现了45种以上的革新型中小型反应堆概念。

自然安全的BREST铅冷快堆——现代核能体系中最具发展潜力的堆型

ｓｐｅｃｉａｌｏｎｓｉｔｅｃｌｏｓｅｄｆｕｅｌｃｙｃｌｅ．Ｔｈｅｏｐｔｉｍｕｍｃｏｍｂｉｎａｔｉｏｎ，ｃｏｎｓｉｓｔｅｄｏｆＬＦＲＢＲＥＳＴａｎｄ
ｉｍｐｏｒｔａｎｔｃｏｍｐｏｎｅｎｔｉｎｍｏｄｅｒｎｎｕｃｌｅａｒｐｏｗｅｒｓｙｓｔｅｍ．ＴｈｅＳＦＲａｎｄＬＦＲａｒｅｃｏｍｐａｒｅｄ
ｃｏｍｐｒｅｈｅｎｓｉｖｅｌｙｉｎｔｈｅｐａｐｅｒａｎｄｔｈｅｒｅｓｕｌｔｓｈｏｗｓｔｈａｔＬＦＲＢＲＥＳＴｉｓｐｒｏｖｉｄｅｄｗｉｔｈ
发展潜力与现实性的堆型。本文全面分析了铅冷快堆的自然安全性能，并推荐采用具有完全非能动安
全冷却系统的压水堆与铅冷快堆组合成自然安全且立足于现有成熟技术的核能体系，全面满足对现代核能提出的各项要求，为人类社会可持续发展提供无时限的大规模清洁能源保障。
ｕｔｉｌｉｚａｔｉｏｎｒａｔｉｏｉｓｏｎｌｙｌｅｓｓｔｈａｎｏｎｅｐｒｏｃｅｎｔ，ａｎｄｔｈｅｓｅｃｏｎｄ，ｂｕｒｙｉｎｇｌａｒｇｅｑｕａｎｔｉｔｉｅｓｏｆ

50 MW铅铋冷却小型快堆物理初步概念设计

·194·20175-14Preliminary Conceptual Design of50MW LBE CooledSmall Modular Fast ReactorGao Yucui and Yang YongweiSmall and medium-sized modular reactors normally are reactors whose power usually less than300MW,also, the primary circuit loop such as core,heat exchanger,pump are integrated in the pressure vessel,due to its integration and lower power,the small modular reactor could under the standardized assembly line production and then transported to the destination,in addition,because of the lower power and characteristic of LBE,the LBE cooled small fast reactor could realize natural circulation and then have inherent safety.Thus,the small fast reactor could getﬂexible application such as centralized heating,water desalination and power supply for remote area and marine or space equipment.In view of those,small and medium-sized modular reactors have been a hot area of research these years.This paper mainly done the preliminary conceptual design of50MW LBE cooled small modular fast reactor use the open source code openmc.The reactor core is presented in Fig.1,which has72fuel assemblies,36reﬂector assemblies and42shielding assemblies and with its height of and diameter of for the purpose of powerﬂatting,fuel assemblies have three types with diﬀerent enrichment of19.75%,18.06%,17.65%,core lifetime change with the fuel,Figure.2shows that, compare with MOX fuel,the cores use nitride fuel will have harder spectrum and longer lifetime because of the weaker eﬀect of one nitride whose lifetime will be7.9years.Fig.1(color online)xy section of the core.Fig.2k eﬀvariation with burn up.Fig.3(color online)Doppler temperature coeﬃcient.Fig.4(color online)Coolant temperature coeﬃcient.Figures.3and4shows that the core has negative Coolant temperature coeﬃcient and Doppler temperature coeﬃcient2017·195·In conclusion,we have the small modular fast reactor whose lifetime is7.9years and temperature coeﬃcient is negative,which meet the design criteria,also,other works such as fuel selection to lengthen the lifetime and natural circulation characteristic will be done in further.5-15Development and Validation of Reactor DepletionCalculation Code IMPC-DepletionZhao Zelong,YangYongwei,Gao Qingyu,Meng Haiyan and Gao Yucui The nuclide depletion calculation is of great signiﬁcance in the design and research of the reactor core scheme. The change of nuclide content can be described by the Bateman equation[1],and the kernel of reactor burnup calculation is the solution of Bateman equation.The classic calculation program for nuclide depletion has procedures such as ORIGEN.Since the half-life values of nuclide are widely distributed,the norm of fuel consumption coeﬃcient matrix of the nuclides is very large,so it is diﬃcult to numerically solve the equation.At present,there are two main methods for solving the fuel consumption equation:Translinear Trajectory Analysis(TTA)method[2]and numerical solution method.The TTA method solves the Bateman equation by decomposing the nuclide consumption chains to a set of linear chains and analytical solution of these subchains will give theﬁnal results.The procedures using TTA method are Serpent,CINDER90and so on.The numerical solution mainly includes the diﬀerence method for ordinary diﬀerential equations and the matrix method.ALEPH2, MC21and FISPACT program use diﬀerence method solving Bateman equation.The matrix exponential method is the main solution method for numerical solution.According to the diﬀerent ways for solving the burnup matrix, it is divided into Taylor expansion method,Krylov subspace method and Chebyshev rational approximation[3]etc. This method is fast in the calculation speed and has been used in JMCT,RMC,and Serpent code.In the nuclide depletion calculation of the ADS system,the external coupling of ORIGEN2.1and MCNPX is still used.However,ORIGEN2.1lacks the product data of some important actinicles nuclides and the nuclide database is limited for ADS system.In order to update and replace ORIGEN2.1program and overcome its deﬁciencies and improve the accuracy of solution,we develop a new depletion calculation code IMPC-Depletion based on TTA and CRAM method.IMPC-Depletion is developed on the VS2010platform by the C/C++language,the XMLﬁle format adopted by OpenMC is used as a standard input.The decay and depletion calculation of nuclides can be performed.The code supports theﬁxedﬂux and constant power calculation mode.Current version is1.0and the nuclide database of ORIGEN2.1is used for now.In addition,through the Makeﬁle and g++compiler,it can support the use of IMPC-Depletion under Linux system.To verify the correctness of IMPC-Depletion,decay calculation of U233and ﬁxed neutronﬂux calculation of U235are performed.The results are compared with ORIGEN2.1using the same nuclide database.The decay calculation results of U233is shown in Table1.The initial content of U233is1g-atom and the decay time is1×106a.Form Table1,we can see that results of IMPC-Depletion show good agreement with ORIGEN2.1. The maximum deviation is about0.06%.So the decay calculation function of IMPC-Depletion is reliable.Table1Isotopes list for U233decay calculation(unit/g-atom).Nuclides ORIGEN2.1IMPC-Depletion1.0Deviation/%U233 6.45774×10−1 6.45967×10−10.0299Th229 3.13519×10−2 3.13574×10−20.0176Ac225 1.16961×10−7 1.16981×10−70.0172Ra225 1.73139×10−7 1.73170×10−70.0179Fr221 3.89868×10−11 3.89937×10−110.0177At217 4.37248×10−15 4.37325×10−150.0177Po213 5.56277×10−19 5.56375×10−190.0177Bi213 3.70781×10−10 3.70846×10−100.0177Bi209 3.22878×10−1 3.22675×10−10.0628Pb209 1.60821×10−9 1.60849×10−90.0175Tl209 3.85970×10−13 3.86038×10−130.0176He4 1.96862 1.967410.0615 The constantﬂux calculation results of U235is shown in Table2.The initial mass of U235is6.0×105,the neutron。

铅冷快堆M^2LFR-1000堆芯燃料管理方案设计

第30卷第9期强激光与粒子束Vol.30,No. 9 2018 年 9 月HIGH POWER LASER AND PARTICLE BEAMS S e p. , 2018铅冷快堆M2LFR-1000堆芯燃料管理方案设计方海涛，赵永松，张喜林，周兴彬，李卫，陈红丽(中国科学技术大学物理学院，合肥230027)摘要：堆芯燃料管理是反应堆设计中极为重要而且复杂的工作，直接影响着堆芯的经济性。

目前国内外对于压水堆等传统热堆已有了较为丰富和成熟的燃料管理计算方法，但对于快堆，由于其中子能谱硬，与传统热堆相比有着不同的控制方式和功率分布，快堆的堆芯燃料管理缺乏系统研究。

针对中国科学技术大学自主研发的强迫循环冷却的铅基快堆M2L F R-1000,应用S R A C/C O R E B N软件包进行堆芯燃耗计算，根据燃耗深度提取核素核子密度，计算伪平衡循环参数进行燃料管理预估，然后进行首循环装料、过渡循环和平衡循环燃料管理方案设计。

结果表明：对M2L F R-1000堆芯外区燃料换料组件P u的富集度进行优化，可以延长换料周期到540 d，提高平均卸料燃耗深度；为平衡循环结果与平衡循环基本一致，伪平衡循环可以用于燃料管理预估。

关键词：铅冷快堆；燃料管理；伪平衡循环；平衡循环中图分类号：TL329 文献标志码： A d o i：10. 1 1884/HPLPB201830. 180083铅冷快堆由于具有较硬的中子能谱，可以有效实现核燃料的增殖和核废料的嬗变，被认为是极具发展潜力的先进堆型之一[12]，国内外正在开展铅冷快堆的设计与研究，中国科学技术大学进行了全自然循环冷却的铅基快堆SNCLFR-100[3]和强迫循环冷却的铅基快堆M2LFR-1000的设计[]。

堆芯燃料管理设计对提高反应堆的经济性至关重要。

现有的堆芯燃料管理研究主要集中在压水堆和沸水堆，计算方法已经较为丰富和成熟，可以将堆芯换料周期延长到540 d甚至更长，同时显著提高了堆芯卸料燃耗深度[51)]。

模块化热管式冷却快堆概念研究

研究报告科技创新导报 Science and Technology Innovation Herald20月球是距离地球最近的自然天体，具有许多独有的优点。

随着人类对空间需求的日益增长和航天技术的飞速发展，探测月球、重返月球、开发利用月球和在月球建立人类活动的基地，已成为世界各航天大国深空探测最为重要的目标。

建立月球科研基地首先需解决能源供给问题。

近年来世界相关国家的研究表明，在月球表面建立核反应堆电站是解决月球基地持续稳定能源供应的最理想方案。

该论文所研究的项目来源于国家“863”计划的一个子课题“月面核反应堆电源技术方案研究”。

立足于国内科技和工业基础，瞄准未来中国探月工程的需要，而开展的前期工作，因此从方案选择方面，既要能够体现出概念上的前瞻性，同时必须立足于国内基础，使得方案在未来通过15～20年的技术研究能够得以实现。

因此充分调研和分析国内外的经验，扬长避短，拿出一个合适的方案是研究工作的前提和基础。

1 方案筛选系统的初步构想应当具有如下几个方面的考虑：（1)质量小，体积小，易于在运载火箭内布置。

（2)发射过程中避免发生临界安全事故。

（3)整个系统在运行过程中操控简单，反应堆固有安全特性好。

（4)系统运行过程中不需要额外维护。

反应堆的维护由于放射性的存在相对较为复杂，特别是在月球表面，高放射性的部件几乎不可能检修，因此系统设计中应当极力避免单点实效。

以下从堆型、冷却方式、热电转换方式、废热排放方式等方面对各种可行的方案进行比较和筛选。

1.1 堆芯能谱选取堆芯设计首先要选择堆型。

有三种选项：热堆、超热堆、快堆。

热堆、超热堆及快堆分别主要由热中子、超热中子及快中子引起裂变。

这三种堆型各有优缺点。

表1给出不同能谱堆芯的评分，评价标准借鉴了参照美国MSR堆选择评判标准综合考虑，快堆用于空间及星球表面利用具有最优性能，因此选择快堆用于月球表面用反应堆。

不过需要指出的是，快堆在与反应堆安全相关的两个选项方面性能最差：发射事故临界安全特性最差、辐照损伤最严重。

铅冷快堆温度及燃料棒尺寸对值影响的蒙特卡洛模拟_刘润麒

值的影响，得到不同燃料棒尺寸与不同反应堆冷却剂温度下的值并分别作图，模拟实验结果表明：随着燃料棒
棒径的增加，值变化曲线斜率先增加后逐步减小；随着反应堆温度的升高，值逐渐下降，结果与实际值较符合。
关键词：铅冷快堆；燃料棒；温度；有效增殖因数；蒙特卡洛模拟
中图分类号：TL326
文献标志码：A
文章编号：1005－7676 （2020） 01－0051－04
铅冷快堆温度与中子能谱等反应堆参数有一定的函数关系，反应堆的温度变化会引起反应堆值变化，铅冷快堆的特点与优势在于冷却剂金属铅不
1.063 0 1.062 0
实验值拟合值
1.061 0
1.060 0
1.059 0 400 420 440 460 480 温度 /益图 5 - 值关系图
3 结论
Based on the international research focus, ALFRED (European advanced demonstration lead cooled fast reactor) is used as the model, pure lead is used as the coolant, and the whole core neutron transport model is constructed on the basis of the design parameters of ALFRED core, and Monte Carlo simulation calculation is carried out. Without considering burnable poison and control rod, the effect of reactor coolant temperature and fuel rod size change on the effective multiplication factor

211083993_小型模块化反应堆一回路流动阻力仿真计算

科学研究创DOI：10.16660/ki.1674-098X.2209-5640-2673小型模块化反应堆一回路流动阻力仿真计算路远肖常志黄源彬王雷剑沈格宇（中国原子能科学研究院北京102413）摘　要：小型模块化反应堆是以液体重金属铅铋合金作为冷却剂的快中子反应堆，具有功率密度大、固有安全性好、系统简单、更易实现长寿期等特点，特别是小型模块化反应堆在安全性、可靠性、经济性和可行性等方面的显著优势，使其具有非常广泛和灵活的应用场景。

同时，反应堆一回路流动阻力特性是堆内相关设备设计和一回路自然循环验证的关键输入，是衡量反应堆固有安全性的重要指标。

本文对小型模块化反应堆堆本体及一回路流动阻力进行仿真建模并计算分析，该堆本体及一回路系统为一体化池式布置，基于铅铋冷却剂的物理特性和流动过程，利用CFD软件，构建了堆本体中主泵、分配器、堆芯及堆内构件的三维模型，模拟计算了铅铋冷却剂在堆容器内的流动过程，计算结果表明，铅铋冷却剂在采用池式布置的一回路系统中阻力较小、流动特性较好，其计算结果可为堆容器、主泵和主换热器等一回路设备的优化设计提供可靠的数据支撑。

关键词：一回路水力特性小型模块化反应堆仿真建模计算分析一体化池式布置中图分类号：T L334文献标识码：A文章编号：1674-098X(2022)09(b)-0021-08 Simulation Calculation of Primary Flow Resistanceof Small Modular ReactorLU Yuan XIAO Changzhi HUANG Yuanbin WANG Leijian SHEN Geyu( China Institute of Atomic Energy, Beijing, 102413 China )Abstract: The small modular reactor is a fast neutron reactor with liquid heavy metal lead-bismuth alloy as cool‐ant. It has the characteristics of high power density, good inherent safety, simple system and easy to achieve long life.In particular, small modular liquid metal reactor has significant advantages in safety, reliability, economy and feasi‐bility, so that it has very wide and flexible application scenarios. At the same time, the study of primary flow resis‐tance is critical input to the design of the equipment and primary circuit natural circulation in the reactor，and it is an important index to measure the inherent safety characteristics of the reactor. In this paper, the primary flow resis‐tance of non-nuclear integrated devices for small modular lead-bismuth reactor is simulated and analyzed, and the primary circuit structure of the reactor is an integrated pool arrangement. Based on the physical characteristics and flow process of lead-bismuth coolant, CFD software is used to build three-dimensional models of primary pump, distributor, core and internal components in the reactor, and the flow process of lead-bismuth coolant in the reactor is simulated. The results show that the lead-bismuth coolant has preferable flow characteristics in the primary circuit system,and these can provide reliable data support for the design of equipment such as primary pump and primary heat exchanger.Key Words: Primary flow resistance; Small modular reactor; Modeling and simulation; Calculation and analysis;Integrated pool layout作者简介：路远（1990—），男，硕士，工程师，研究方向为液态金属反应堆总体设计。

铅冷微堆SMILE典型无保护瞬态热工安全分析

5:;<%<=>?@=1A3B=C<#=3<D?1E?1%<5?3*=C=%1)0A3C<5<,<=F=5253G53//32D053% /:;,37%<H;=3+35B=1C5<IJ,%3GK0?,@53/1@D053%
&*531)A3# P"J"?TQU"^?T"'J'SJQ<+R?URJRU-V.V.TR*. ("++8R?AU'*"."J->"UR<T"'JS'U JQ<+R?U"J>Q.TUV>R9R+'A*RJT"JT=RSQTQUR"J (="<= *"<U'+R?>I<''+R>S?.TUR?<T'U. !NE.?TVAR'STR<=J"<?+U'QTR"JUR+R9?JTOFQU"J-T=R EgF 'S *"<U' !NE. TU?J."RJTT=RU*?+I=V>U?Q+"<.?SRTV?J?+V.".".'JR'ST=R"*A'UT?JTUR.R?U<=S"R+>.(="<= <?JJ'T'J+V9RU"SVT=R.?SRTV'ST=R>R."-J8QT?+.'AU'9">R'AT"*"^?T"'JURSRURJ<RS'U T=RS'++'(IQA>R."-J'ST=RUR?<T'UO`P]![".? *R-?(?TTI+R9R+*"<U'!NE ("T=="-= .?SRTV?J> <'*A?<TJR..>R."-JR> 8V `T?TR \'(RU]J9R.T*RJT D'UA'U?T"'J ER.R?U<= ]J.T"TQTRON'U`P]![AQUR+R?>".?AA+"R>?.T=R<''+?JTOM=RSQR+?>'AT.;&/(="+R T=R<+?>>"J-?J>.TUQ<TQU?+*?TRU"?+.Q.R"J>RARJ>RJT+V>R9R+'AR> (">R'XV-RJI<'JTU'+I +"J-<'UU'."'JIUR.".T?JT *?TRU"?+.(="<= <?J ."*A+"SV 'UR9RJ '*"T<'*A+RX 'XV-RJ *R?.QUR*RJT?J><'JTU'+.V.TR*.O]T.<'UR".>R."-JR>S'U+'J-I+"SR ("T='QTURSQR+"J- R+"*"J?T"J-<'*A+RXURSQR+"J- >R9"<R.O]T.UR?<T"9"TV".<'JTU'++R> 8VRXTRUJ?+>UQ*.O M=R *?"J .V.TR* R*A+'V. ? <'*A?<T >R."-J .<=R*RQ."J- ? A''+ITVAR"JTR-U?TR> <'*A?<T+?V'QT("T=?J"JTR-U?TR>*?"JAQ*A?J>*?"J=R?TRX<=?J-RU.TUQ<TQUROM=R

铅基快堆关键热工水力问题研究综述

铅基快堆关键热工水力问题研究综述魏诗颖;王成龙;田文喜;秋穗正;苏光辉【摘要】铅基快堆是一种极具发展潜力的第4代核能系统,在燃料增殖和嬗变方面具有独特优势,具有良好的非能动安全特性和经济性,且有利于实现小型化,是目前国际核能领域研究的热点.本文总结了国内外主要铅基堆型,指出了小型化是铅基快堆的发展方向,同时也指出了当前铅基快堆发展所面临的主要问题.针对热工水力关键问题的5个方面,即液态铅/铅铋流动换热特性研究、堆芯/组件热工水力分析、铅池内流动换热现象研究、系统热工水力安全分析以及特殊现象的热工水力分析,对国内外研究现状展开了分析,总结了当前研究成果,并分析了研究的发展趋势以及遇到的技术瓶颈.本文可为铅基快堆的设计和热工水力分析提供一定的建议和指导.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2019(053)002【总页数】11页(P326-336)【关键词】铅基快堆;热工水力;研究综述【作者】魏诗颖;王成龙;田文喜;秋穗正;苏光辉【作者单位】西安交通大学能源与动力工程学院,陕西西安 710049;西安交通大学能源与动力工程学院,陕西西安 710049;西安交通大学能源与动力工程学院,陕西西安 710049;西安交通大学能源与动力工程学院,陕西西安 710049;西安交通大学能源与动力工程学院,陕西西安 710049【正文语种】中文【中图分类】TL333铅基快堆(LFR)在发电、制氢以及燃料管理方面具有独特的优势。

铅基冷却剂化学性质不活泼，使得系统可极大地简化，从而提高反应堆的安全性和经济性。

2004年，第4代核能系统国际论坛(GIF)成立了LFR系统指导委员会(PSSC)，制定了铅基快堆发展计划，根据最新的技术路线图，铅基快堆被列为有望最先实现工业示范的第4代核能系统。

热工水力研究是反应堆设计和安全分析中十分重要的环节，由于铅基快堆复杂的堆内结构及冷却剂特殊的物理化学性质，铅基快堆的热工水力现象复杂，主要涉及到以下几方面：液态铅/铅铋流动换热特性研究、堆芯/组件热工水力分析、铅池内流动换热现象研究、系统热工水力安全分析以及特殊现象的热工水力分析。

铅冷快堆

铅冷快堆一．原理1.简介铅冷快堆采用快堆和闭式燃料循环方式，能够更好地利用238铀以及锕系元素。

系统如图l所示，铅冷快堆最大的优点是采用铅冷却剂，不仅减小了堆芯的体积，还延长了换料周期。

堆芯燃料采用金属铀或氮化铀-238以及超铀元素。

而铅-铋冷却剂通过自然循环冷却堆芯，带出热量。

堆芯的出口温度为550。

C，随着材料研究的不断发展，堆芯出口温度可以提高到800。

C。

同时高的堆芯出口温度也可以使铅冷快堆应用于核能制氢等领域。

2.液态铅-铋冷却剂与燃料包壳和结构组件的材料相容性自从20世纪50年代提出使用液态铅冷却剂以来，它与包壳和结构材料的腐蚀问题就一直受到关注，成为影响其发展的关键工程问题之一。

腐蚀的主要形式是包壳和结构组件材料沿着温度梯度的方向进行的物质转移。

在较热区域熔化，在较冷区域重新冷凝。

而铅-铋冷却剂对结构钢材料的腐蚀程度则是由钢材料在液态金属的溶解度决定的。

流动屏障、金属的氧化及氮化、液态金属和钢材料的纯度都会影响溶解度。

3.二．与传统快中子反应堆的区别传统的快中子核反应堆以液态金属钠作为载热剂。

钠虽有较好的传热性能与流动性能，能够有效地传输高功率密度的热量，但对于反应堆仍带来一些不安全因素。

这些不安全因素主要是；(1)钠与水接触会发生剧烈的化学反应，乃至着火发生爆炸(2)钠对材料的腐蚀作用较强；(3)大型钠冷快堆的空泡反应性系数为正值。

尤其是后者，使现行的钠冷快堆难以达到固有安全性的全面要求。

如果以液态重金属代替液态轻金属作为快堆的载热剂，情况会有根本性的变化。

三．优势1.以铅代替钠作为快堆的载热剂有以下优点；(1) 从物理角度讲，铅的质量数远大于钠，中子与之碰撞，其能量损失甚小，因此，铅对中子的慢化截面远小于钠的慢化截面，对能量> 1keV高能中子，铅的慢化截面小于钠的慢化截面的五分之一。

因此，可加大燃料棒间的栅距，即增大冷却剂一燃料的体积比，且不影响快堆的能谱，而又大为降低了堆芯的功率密度。