研究堆燃料管理研究

研究堆换料模型以日本JRR3M堆为基础建立,堆芯燃料管理采用以CITATION为主的程序包计算,包括:截面生成程序CSMAKE、堆芯计算程序CITATION、控制棒调节程序ARDP以及燃耗计算程序BURNFCTA。以此程序包对研究堆燃料管理进行改进研究,分别得到了满足不同改进要求的平衡循环方案。     

英国研究人员开展熔盐堆研究

正【英国《国际核工程》网站2014年6月11日报道】2014年6月6日,英国研究人员JasperTomlinson和TrevorGriffiths获得英国技术战略委员会7.5万英镑资助(包括2万英镑的实物资助),以开展为期8个月的熔盐堆(MSR)可行性研究。该项目将为在英国建设和审批中试规模液态金属燃料熔盐示范堆制订一系列的候选方案与配置,包括成本、监管、公众接受度和场址问题。该项目将为向潜在投资者提供完整的工程设计选择方案奠定基础。     

研究堆堆芯换料优化研究

利用特征统计算法(CSA)与先进格林函数节块法相结合,对研究堆平衡循环换料进行优化研究,以重水区热中子注量率最大为主要目标,得到了优于手工优化方案的平衡循环倒换料方案.     

研究堆

【澳大利亚铀信息中心网站2002年8月报道】 世界上有许多核反应堆被用于研究和培训、材料试验或生产医用和工业用放射性同位素。这些堆比动力堆或推进船用的反应堆要小得多,而且许多位于大学校园里。目前世界上56个国家共有283个运行中的研究堆。 研究堆一般不用于发电,其主要目的是为研究或其它用途提供中子源。它们的输出(中子束)依用途不同而各据特点。其功率用兆瓦(或千瓦)热(MWt)表示(在这里,只简单地用MW或kW表示)。大部分研究堆的功率最高为100 MW,而典型的动力堆为3000 MW(即1000 MWe)。实际上全世界283个研究堆的总功率只比3…     

中国铅基研究反应堆概念设计研究

针对加速器驱动次临界系统预研装置和第四代铅冷快堆的技术发展目标和实验要求,完成了具有临界和加速器驱动次临界双模式运行能力的10 MW中国铅基研究堆CLEAR-Ⅰ概念设计。CLEAR-Ⅰ采用铅铋合金冷却,利用相对成熟的燃料和材料技术,通过全堆芯遥操自动更换燃料组件实现不同的实验目标,反应堆具有良好的现实可行性、安全可靠性、实验灵活性和技术延续性。本文简要介绍了CLEAR-Ⅰ概念设计参考方案,并总结了反应堆的安全特性和技术研发进展。     

超高通量快中子研究堆核燃料概念设计研究

提高中子注量率是高通量研究堆的发展趋势,能够大幅加速反应堆材料研发进程。但若提高中子注量率至1016 cm?2·s?1将导致功率密度峰值相较于现有研究堆高数倍,对反应堆和核燃料设计带来许多挑战。为此,本文从中子学、传热、燃料材料堆内行为等方面半定量分析了提高中子注量率对核燃料性能的影响,并提出应对超高通量和功率密度挑战的设计措施,为发展超高通量快中子研究堆燃料设计提供指导。      

聚变研究时间表

西班牙巴塞罗纳——2008年欧洲科学公开论坛以科学创造更美好生活为主题。会议期间也曾讨论核电的未来和核领域研究的重要性。欧洲物理学会会长Friedrich Wagner说,如果发展聚变能源或继续推动裂变技术的发展,就必须继续进行核领域的研究。     

重水研究堆退役废物再利用研究

实现废物再利用是废物最小化的重要措施之一,从废物流中将有潜在利用价值的物料分离出来实现再利用可大幅减少对环境的影响。本文以中国原子能科学研究院重水研究堆退役为实例研究了放射性废物再利用问题。通过全面分析和计算重水研究堆在退役期间产生的各类废物,得出具有一定数量的物料有潜在的利用价值,可直接或经适当处理后再利用在其他行业领域中。研究表明,通过采取废物最小化控制措施（如废物分类和废物流分离等）,采用适当的去污技术和执行清洁解控要求,至少可使重水研究堆退役过程中产生的几十吨钢铁、10 t铝材和5 t重水实现再利用。     

中国先进研究堆严重事故辐射后果研究

针对高功率研究堆建在大城市远郊区的特殊情况，提出了中国先进研究堆（CARR）严重事故辐射后果的验收准则。为进行CARR严重事故排放方案的设计，研究了不同事故排放方案下，CARR发生严重事故时的环境辐射后果。最终推荐提高反应堆大厅密封性并优化事故后密闭与排风组合排放方案，实现了CARR工程无场外应急的安全设计目标。     

研究堆考验回路工艺系统布置设计研究

以PDMS为设计平台,对研究堆考验回路工艺系统进行三维数字化布置设计。针对单体大空间类型考验回路工艺间内设备实行系统分区化布置和模块化建模,高效实现了设备与工艺间空间合理匹配;管道系统分区及单元化的量化定性,从设备角度划分了整条回路各区域管道布置的优先级,使系统管道布置工作清晰明了且具有逻辑性;同时,结合系统间管廊化布置,使整条回路系统管道布局在满足工艺功能的前提下高度集约化。最后,通过PDMS自身的模型校验功能,保证了布置设计工作的优质高效。     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。     

Problem of the iodine method of purification of zirconium

A method is proposed for the determination of the equilibrium constantsk and k' for the reactions Zr+2I₂–ZrI₄=0 and 2I–I₂=0, which is based on the measurement of the amount of iodine or zirconium liberated in the decomposition of zirconium tetraiodide on a heated surface in the process of establishing equilibrium. The decomposition of the tetraiodide was carried out at 900–1600C on a tungsten filament. The temperature distribution between filament and vessel walls was neglected.The dependence of the sum of atomic and molecular iodine pressures on zirconium tetraiodide pressure was determined at 1430C, and on temperature for 50 mm Hg. The values of kk'² 35 (mm Hg)³ at 1430C and k0.07 mm Hg at 400C, found from the results, differ substantially from known thermodynamic data, but give good agreement between the authors' formula [1] and experimental results on the iodide process of zirconium purification.