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钍基堆自持循环及热工特性研究

钍基堆自持循环及热工特性研究

作者：侯周森华北电力大学

学位级别：硕士

能源问题是人们最关注的问题之一。随着核能事业的快速发展,对核燃料铀的需求将越来越大,但天然铀的资源非常有限。钍作为可转化为核燃料的资源,是一种核能发展的潜在资源。日本福岛核电事故引发了全球对核电安全关注。与铀燃料循环相比... 详细信息

能源问题是人们最关注的问题之一。随着核能事业的快速发展,对核燃料铀的需求将越来越大,但天然铀的资源非常有限。钍作为可转化为核燃料的资源,是一种核能发展的潜在资源。日本福岛核电事故引发了全球对核电安全关注。与铀燃料循环相比,钍燃料积累的裂变产物毒性低且产生的长寿命锕系元素在数量上少;防核扩散能力更强;232Th俘获中子形成的233U具有良好的中子性能,具有较高的转换比。因此,使用钍燃料可以降低核废物处理费用,同时可以解决核燃料短缺问题等。在TACR1000（Thorium Advanced CANDU Reactor）使用钍燃料,既可以实现钍铀白持循环,同时也节省了铀燃料。因此,在反应堆设计中可以考虑混合使用钍燃料和铀燃料。但是,钍燃料与铀燃料在性能上有差异,为了实现钍铀自持循环,同时保证反应堆能够安全运行,需要对TACR1000使用钍燃料的情况进行研究和分析。以TACR1000的CANFLEX43根燃料元件的燃料棒束为研究对象,其中第2圈和中心棒放置Th02燃料元件,第3圈和最外圈放置稍加浓缩铀燃料元件（SEU）作为驱动燃料。设计了4种233U富集度不同的驱动方案。通过DRAGON程序及建立的热工模型,对四种方案的燃料棒束栅元物理热工特性及冷却剂平均温度进行敏感性分析研究。得到了在TACR1000反应堆中实现钍铀自持循环的较合理的驱动方案：富集度为1.4%时,其换料燃耗为16MWd/kg;233U增量为5.9872g;最高包壳表面温度为371℃;最高燃料芯块中心温度为1830℃;最大单通道流量为25.4kg/s。这些参数值都很好地满足钍铀自持循环物理热工特性要求。通过钍基乏燃料进行计算分析,反应堆中积累的裂变产物毒性低且产生的长寿命锕系元素在数量上比铀燃料少,因此,发展钍基反应堆是一项很有前途的反应堆。

关键词： TACR1000 钍铀燃料热工特性燃耗温度乏燃料

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钍铀自持循环物理热工特性研究

核技术 2012年第10期35卷 795-800页

作者：侯周森周涛陈娟罗峰程万旭华北电力大学核热工安全与标准化研究所北京102206

采用CANFLEX43型燃料棒为驱动燃料棒,基于燃料棒的富集度不同,设计了三种驱动方案。通过Dragon程序及建立的热工模型,对三种方案的燃料棒束栅元物理热工特性及冷却剂平均温度进行敏感性分析研究。结果表明:233U富集度为1.4%的驱动方案... 详细信息

采用CANFLEX43型燃料棒为驱动燃料棒,基于燃料棒的富集度不同,设计了三种驱动方案。通过Dragon程序及建立的热工模型,对三种方案的燃料棒束栅元物理热工特性及冷却剂平均温度进行敏感性分析研究。结果表明:233U富集度为1.4%的驱动方案下换料燃耗为16 MWd/kg,233U增量为5.9872 g,燃料包壳表面最高温度371oC,燃料芯块中心温度1830oC;单个通道冷却剂最大流量为25.4 kg/s,均能很好满足钍铀自持循环物理热工特性的要求。

关键词：钍铀自持循环富集度微浓缩铀元件 ThO2 燃耗

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超临界水冷堆冷却剂泵卡轴事故分析

华电技术 2012年第11期34卷 22-25,78-79页

作者：罗峰周涛侯周森陈娟华北电力大学核科学与工程学院北京102206

以日本热谱超临界水冷堆SCLWR-H为研究对象,建立了相关热工物理计算模块。在反应堆冷却剂泵卡轴事故情况下,分析该堆在寿期初主冷却剂流量、燃料通道进口流量、内部燃料组件最高包层温度、堆芯压力、反应堆功率的变化情况以及寿期初、... 详细信息

以日本热谱超临界水冷堆SCLWR-H为研究对象,建立了相关热工物理计算模块。在反应堆冷却剂泵卡轴事故情况下,分析该堆在寿期初主冷却剂流量、燃料通道进口流量、内部燃料组件最高包层温度、堆芯压力、反应堆功率的变化情况以及寿期初、寿期中和寿期末3种情况下内部燃料组件最高包层温度的对比情况。得出的结论为:寿期初反应堆功率、堆芯压力呈下降趋势,内部燃料组件最高包层温度先快速升高后快速降低,最大升高值为132℃,但仍满足事故下安全设计准则;寿期中相对寿期末、寿期初相对寿期中及寿期末发生卡轴事故危害性更大。计算分析可为超临界水堆的安全特性定性分析提供基础性的参考。

关键词：超临界水冷堆瞬态卡轴最高包层温度安全

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液态熔盐堆常用燃料盐增殖能力比较分析

核科学与工程 2020年第4期40卷 556-562页

作者：唐海波张彬航侯周森袁显宝张永红三峡大学机械与动力学院湖北宜昌443002 江苏玖清玖蓝环保科技有限公司江苏南京210019

熔盐堆作为第四代先进核能系统,具有中子经济性好、固有安全性高、在线换料、燃烧钍燃料等优点。本文针对熔盐快堆和熔盐热堆,采用MCNP5计算了熔盐堆中常用的9种燃料盐寿期初的临界性能和转换系数,并用中子平衡方法分析了影响转换系数... 详细信息

熔盐堆作为第四代先进核能系统,具有中子经济性好、固有安全性高、在线换料、燃烧钍燃料等优点。本文针对熔盐快堆和熔盐热堆,采用MCNP5计算了熔盐堆中常用的9种燃料盐寿期初的临界性能和转换系数,并用中子平衡方法分析了影响转换系数的因素。从寿期初的计算数据分析,由于233 U具有较高的平均裂变中子数及较小的中子俘获截面,有利于提高反应堆增殖系数和燃料利用率。另外,熔盐中的23 Na相对于7 Li中子俘获截面更大,导致含23 Na燃料盐增殖系数相对较低,但对热堆的影响较小;而在快堆中,熔盐中采用Na元素相比采用Li元素更有利于中子能谱硬化,更适合快堆的增殖。

关键词：熔盐快堆熔盐热堆增殖系数中子平衡

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中国核电发展的安全性研究

华北电力大学学报（社会科学版） 2011年第2期 1-6页

作者：周涛李精精侯周森华北电力大学核热工安全与标准化研究所北京102206

安全是中国核电发展的第一原则。核电标准建设是核电安全发展的前提;先进的核电技术是核电安全性的基础;核安全文化是核电站安全运行的重要保障。对比中国压水堆和日本福岛沸水堆,本文阐述了中国现有的压水堆及正在发展的第三代AP1000... 详细信息

安全是中国核电发展的第一原则。核电标准建设是核电安全发展的前提;先进的核电技术是核电安全性的基础;核安全文化是核电站安全运行的重要保障。对比中国压水堆和日本福岛沸水堆,本文阐述了中国现有的压水堆及正在发展的第三代AP1000的典型安全特征。通过吸取福岛核电站事故教训,不断改进中国核电发展中的一些问题,严格有效地执行完善的核电技术标准,积极发展先进的核电安全技术,中国核电就会得到安全快速发展。

关键词：压水堆沸水堆标准技术文化安全性

超临界水冷堆与WWER1000型压水堆的安全特性比较分析

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华北电力技术 2012年第10期 1-5,19页

作者：罗峰周涛侯周森程万旭陈娟华北电力大学核科学与工程学院北京102206

超临界水冷堆(SCWR)是在高于水的临界点(374℃,22.1 MPa)的温度和压力下运行的反应堆。它的设计为一次通过循环,其中没有再循环回路。这点是与现在运行的轻水堆的最大不同。在超临界水堆电站系统中,以控制棒、汽轮机控制阀与反应堆冷却... 详细信息

超临界水冷堆(SCWR)是在高于水的临界点(374℃,22.1 MPa)的温度和压力下运行的反应堆。它的设计为一次通过循环,其中没有再循环回路。这点是与现在运行的轻水堆的最大不同。在超临界水堆电站系统中,以控制棒、汽轮机控制阀与反应堆冷却剂泵为主要的控制方式。通过对比分析超临界水冷堆与田湾核电站WWER1000型压水堆主泵卡轴事故下的安全特性,得出超临界水堆给水流量的丧失会造成反应堆冷却剂流量的丧失,而WWER1000型压水堆给水流量的丧失并不会造成反应堆冷却剂流量的丧失;WW-ER1000型压水堆的安全系统有控制棒、蒸汽发生器的主蒸汽旁排阀、应急给水泵,这些安全配置与超临界水冷堆相似;相比WWER1000型压水堆,超临界水冷堆在压力较快达到稳定状态前提下,其最高包壳温度有个剧烈变化过程,但超临界水冷堆和WWER1000型压水堆在卡轴事故发生后,都能建立稳定的自然循环。

关键词：超临界水堆一次循环卡轴安全特性

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AP1000蒸汽发生器支承件抗震分析

AP1000蒸汽发生器支承件抗震分析

镤(233Pa)对钍基反应堆启停堆反应性的影响研究

中国核学会2011年学术年会

作者：徐鬻黄美田力侯周森华北电力大学核科学与工程学院

利用ANSYS程序,采用反应谱分析方法,对在地震、自重双重载荷组合作用下的AP1000蒸汽发生器支承件进行抗震性能计算分析,并根据ASME规范第Ⅲ卷NF分册的要求进行了应力评定。结果表明该支承件的设计满足抗震要求,应力和变形均在允许限值内。

关键词：支承件 AP1000 抗震分析

来源： cnki会议评论

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镤(233Pa)对钍基反应堆启停堆反应性的影响研究

基于核技术开展项目环评的常见问题与控制举措分析

中国核学会2011年学术年会

作者：侯周森周涛孙灿辉华北电力大学核科学与工程学院

镤(Pa)是钍铀燃料转换链中的重要核素,有着较长的半衰期(27.4d)和较大的中子吸收截面,其对于Th到U的转换率、钍铀燃料堆芯的运行都有着重大影响。基于Dragon软件包中的输运扩散模块和燃耗模块计算,得到了Th、Pa和U的浓度与中子注量率水... 详细信息

镤(Pa)是钍铀燃料转换链中的重要核素,有着较长的半衰期(27.4d)和较大的中子吸收截面,其对于Th到U的转换率、钍铀燃料堆芯的运行都有着重大影响。基于Dragon软件包中的输运扩散模块和燃耗模块计算,得到了Th、Pa和U的浓度与中子注量率水平之间成正比的关系;以及Pa对反应堆启堆和停堆后反应性变化的影响。中子注量率水平越高,反应堆启堆后反应性损失越大;反应堆停堆后反应性上升越显著。通过Pa对反应堆启堆和停堆后反应性变化的影响研究,为钍基堆安全启停堆提供了参考依据。

关键词： 233Pa 钍铀燃料反应性启停堆

来源： cnki会议评论

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石油石化物资采购 2020年第34期 33-33页

作者：侯周森江苏玖清玖蓝环保科技有限公司

随着近些年以来经济的快速发展,科技术已经逐步拓展到各个领域之中。依据相关数据的调查,在10年以前拥有同位素的企业就多达1.2万家,并且随着时间的推移,每年实现百分之十的增长。截止到2019年拥有同位素的企业数目达到了2.4万家。但是... 详细信息

随着近些年以来经济的快速发展,科技术已经逐步拓展到各个领域之中。依据相关数据的调查,在10年以前拥有同位素的企业就多达1.2万家,并且随着时间的推移,每年实现百分之十的增长。截止到2019年拥有同位素的企业数目达到了2.4万家。但是随着核技术的不断推进;对于环境评估方面的问题也在逐步的严格化、规范化。但是依旧存在着一些问题,需要重点进行解决。如果处理不当对于人民生命财产安全都有着极大的隐患,造成毁灭级的灾难。

关键词：核技术项目环评常见问题