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苏联仍计划分批生产快中子增殖堆系列

国外核新闻 1989年第4期 16-18页

作者：龙小威

据苏联作者最近发表的文章说,苏联政府似乎坚持实施其分批生产800MWe 钠冷快堆(简称 BN-800)系列的计划,这种快堆将于90年代投入使用。他们还建议为完成1600MWe 快中子增殖堆(BN-1600)的设计,进行必要的研究和开发工作。

关键词：快中子增殖准苏联增殖堆反应堆

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快中子增殖堆——第二代核电站堆型

核物理动态 1993年第1期10卷 56-57页

作者：吴国华中国科学院近代物理研究所

我国核电在起步阶段选压水堆为第一代核电站堆型,秦山核电站和大亚湾核电站都是采用压水堆。但是压水堆的铀资源利用率低,不超过1.5％,所以要消耗大量天然铀资源。快中子增殖堆(简称快堆)可以使天然铀中98.5％未能燃烧的部分得到充分利... 详细信息

我国核电在起步阶段选压水堆为第一代核电站堆型,秦山核电站和大亚湾核电站都是采用压水堆。但是压水堆的铀资源利用率低,不超过1.5％,所以要消耗大量天然铀资源。快中子增殖堆(简称快堆)可以使天然铀中98.5％未能燃烧的部分得到充分利用,这就使快堆成为下世纪铀资源短缺时可以作为第二代核电站的先进堆型,世界各国正竞相研究之。快堆和压水堆的区别主要在于堆芯核反应的物理行为及反应堆所用的冷却剂不同。快堆需要较高浓度(约20％)

关键词：快堆增殖堆核电站

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加速器驱动的次临界快增殖堆中子学研究

高技术通讯 1999年第8期9卷 49-53页

作者：杨永伟 Takah.,H 清华大学核能技术设计研究院北京100084

选取加速器驱动的快堆作为核燃料增殖堆。在堆芯，燃料形式为（Ｕ－Ｐｕ）Ｏｘ。在转换区，ＴｈＯ２被选为增殖材料以生产２３３Ｕ。由于Ｐｂ的中子学性能和化学性能优于Ｎａ，因而被选为冷却剂。利用下列程序对所选方案进行中子... 详细信息

选取加速器驱动的快堆作为核燃料增殖堆。在堆芯，燃料形式为（Ｕ－Ｐｕ）Ｏｘ。在转换区，ＴｈＯ２被选为增殖材料以生产２３３Ｕ。由于Ｐｂ的中子学性能和化学性能优于Ｎａ，因而被选为冷却剂。利用下列程序对所选方案进行中子学计算分析：ＬＡＨＥＴ——模拟质子与靶核的相互作用；ＭＣＮＰ４Ａ——模拟次临界包层内２０ＭｅＶ以下的中子与材料核的相互作用；ＯＲＩＧＥＮ２——利用ＭＣＮＰ４Ａ的输出提供的一群等效截面对包层进行多区燃耗计算。中子学计算分析的结果表明：考虑到临界安全性、功率密度、燃耗等因素，

关键词：中子学加速器次临界增殖堆

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磁镜聚变增殖堆概念设计

核科学与工程 1987年第2期8卷 164-173页

作者：黄锦华邓柏权李贵清阳彦鑫施汉文钱家溥盛光昭游承伦黄秋荣谢中友王学人冯开明吕晓兰吴灵桥杨建国黄中琪西南物理研究所

抑制裂变型聚变增殖堆能给10个以上同规模的水堆补给燃料,借助于水堆的经济性能而具有经济上的可行性。设计了这类型的磁镜增殖堆CHD。等离子体半径48厘米,中心室长128米。采用Be作中子增殖剂,生产U-233加浓燃料直接用于水堆。本设计通... 详细信息

抑制裂变型聚变增殖堆能给10个以上同规模的水堆补给燃料,借助于水堆的经济性能而具有经济上的可行性。设计了这类型的磁镜增殖堆CHD。等离子体半径48厘米,中心室长128米。采用Be作中子增殖剂,生产U-233加浓燃料直接用于水堆。本设计通过燃料增殖剂Th的适当的布置使靠近等离子体区域的裂变得到抑制。U-233在包层中的浓度分布较均匀,因而包层可以整体装卸料。年产U-233 4200kg。此外进行了热工水力、应力、屏蔽、氚在堆中的分布与漏失、放射性、停堆余热和剂量率、电站费用和经济性等分析计算。

关键词：包层等离子体冷却剂增殖堆核燃料反应堆反应堆燃料裂变裂变燃料包层结构概念设计包层模磁镜开端等离子体装置

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聚变增殖堆的中子学设计

核科学与工程 1987年第Z1期 260-265+8-9页

作者：游承伦谢中友西南物理研究所

为了在满足增殖堆自身氚需要的前提下,提高堆性能参数一支持比,本文利用一维ANISN输运程序,对直接浓缩抑制裂变包层的中子学性能作了优化计算,研究了Li丰度和U-233浓度及其分布对包层中子学性能的影响,提出了改进包层设计的几种措施,得... 详细信息

为了在满足增殖堆自身氚需要的前提下,提高堆性能参数一支持比,本文利用一维ANISN输运程序,对直接浓缩抑制裂变包层的中子学性能作了优化计算,研究了Li丰度和U-233浓度及其分布对包层中子学性能的影响,提出了改进包层设计的几种措施,得到了满意的结果。在堆运行周期内,平均产氚率T可达到1.11,支持比明显提高,达到14,包层中功率密度分布均匀,使堆的安全、冷却问题容易解决,给堆的结构设计带来方便。

关键词：包层增殖堆功率密度分布体积比 Th Li 反应堆中子学包层结构裂变堆裂变燃料

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核能系统内增殖堆作用的理论分析

原子能科学技术 1979年第4期 360-368页

作者：吕应中清华大学

为满足未来数十年内世界能源需求的急剧增长,核能将占更加重要的地位。由于廉价铀资源的限制,必须尽快地投入增殖堆才能实现如此庞大的核能发展计划。然而,评价各种转化堆-增殖堆组合的铀资源节约特性,必须对整个核能系统进行总体分析,... 详细信息

为满足未来数十年内世界能源需求的急剧增长,核能将占更加重要的地位。由于廉价铀资源的限制,必须尽快地投入增殖堆才能实现如此庞大的核能发展计划。然而,评价各种转化堆-增殖堆组合的铀资源节约特性,必须对整个核能系统进行总体分析,即至少考虑该系统内如下三个基本参量的组合:λ——系统功率水平增长率,λ——由转化堆向增殖堆供料率,及λ——增殖堆的增殖率。根据λ及λ的相对大小,有三种全然不伺的情况。对此三种情况进行了分析,得出了相应的结果。对于按线性律增长的核能系统也进行了类似的分析。为发展核能必须研究采用何种转化堆-增殖堆的组合,才能利用有限的廉价天然铀资源,满足如此高速增长的核能系统的需要。本文所得结果可作为此种分析的初步理论基础。

关键词：增殖堆铀资源供料反应堆

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聚变-裂变混合堆──中国发展增殖堆的道路

物理 1987年第8期 487-493页

作者：李寿楠中国原子能科学院

核能是21世纪的替代能源,远期靠聚变能,前期靠裂变能.地球上天然铀储量不多,必须充分利用丰产核238U和232Th.裂变增殖堆(快堆)和聚变增殖堆(聚变-裂变混合堆)是利用238U和232Th的两条主要途径. 聚变-裂变混合堆概念早在五十年代初就已提... 详细信息

核能是21世纪的替代能源,远期靠聚变能,前期靠裂变能.地球上天然铀储量不多,必须充分利用丰产核238U和232Th.裂变增殖堆(快堆)和聚变增殖堆(聚变-裂变混合堆)是利用238U和232Th的两条主要途径. 聚变-裂变混合堆概念早在五十年代初就已提出[1].1960年,英国***的DT中子在天然铀铀柱中的宏观实验[2],为混合堆奠定了实验基础.六十年代开展了大量混合堆包层中子学理论和实验研究.1965年美国***第一个提出融盐增殖包层的概念设计[3].1969年美国 ***第一个提出“混合堆-裂变堆共生系统”概念[4].1972年美国***第一个提出快裂变色层概念[5].1977年,***第一个提出抑制裂变概念[6].七十年代后,随着聚变研究迅速发展,混合堆研究日益受到重视,它已成为比快堆具有更大优越性的增殖途. 对于我国核能发展战略,我在1980年中国核学会成立大会上所作报告中,曾提出在我国核能发展第二阶段能否甩掉快堆,走聚变-裂变混合堆道路的建议.它受到中国科学院等离子体物理研究所的重视.此后,开始成立小组开展混合堆研究,并于1985年提出我...

关键词：混合堆包层聚变反应驱动器聚变-裂变堆聚变计算机外围设备增殖堆反应堆钠冷快堆道路中华人民共和国

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印度的非能动增殖堆

国外核新闻 2010年第6期 16-17页

作者：伍浩松

【英国《国际核工程》网站2010年5月17日报道】印度巴巴原子能研究中心（BARC）已在具有非能动安全特性的先进重水堆（AHWR）基础上开发出一种新的反应堆设计即OAHWR300-LEU。这种新反应堆可以使用低浓铀与钍的混合氧化物燃料。由于采... 详细信息

【英国《国际核工程》网站2010年5月17日报道】印度巴巴原子能研究中心（BARC）已在具有非能动安全特性的先进重水堆（AHWR）基础上开发出一种新的反应堆设计即OAHWR300-LEU。这种新反应堆可以使用低浓铀与钍的混合氧化物燃料。由于采用的是混合燃料，而且燃料具有增殖特性，因此如果生产同样数量的电力，这种300MWe反应堆消耗的天然铀数量比现代化高燃耗压水堆低42％。

关键词：非能动印度混合氧化物燃料增殖堆反应堆设计安全特性混合燃料增殖特性

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美核管理委员会对克林奇河增殖堆的审批意见

国外核新闻 1984年第6期 4-5页

作者：刘云娇

【美国《核子周刊》1984年1月12日和1984年2月2日第6页报道】美国能源部负责核能的部长助理布鲁尔说,美国核管理委员会的原子能审批局,最近对克林奇河增殖堆工程的审批结论认为,在美国建造增殖堆是可以得到批准的,美国增殖堆在国际上也... 详细信息

【美国《核子周刊》1984年1月12日和1984年2月2日第6页报道】美国能源部负责核能的部长助理布鲁尔说,美国核管理委员会的原子能审批局,最近对克林奇河增殖堆工程的审批结论认为,在美国建造增殖堆是可以得到批准的,美国增殖堆在国际上也具有一定的影响。在1月20日审批结论的备忘录中,美国原子能审批局说,克林奇河增殖堆工程(现场已停工)的设计方案、事

关键词：增殖堆日本原子能反应堆布鲁尔美国核管理委员会林奇