“地球上的太阳”2010年发电——我国首座实验快堆完成设计

10月17日从中国原子能科学研究院获悉:正在建设中的热功率为65兆瓦的我国首座实验快堆进展顺利,目前工程施工设计已全部完成,预计将于2009年6月建成达到临界,2010年6月试验发电。有关专家介绍说,快堆是快中子反应堆的简称,它的一个重要特点是在消耗核燃料的同时,又产生多于消耗的核燃料,真正做到燃料越烧越多,所以又称快中子增殖反应堆,也被形象地称为“地球上的太阳”。目前在核电站中广泛应用的压水堆(如我国的秦山、大亚湾核电站堆型)对天然铀资源的利用率只有约1%,而快堆则可将这一利用率提高到60%至70%。这对充分利用我国的铀资源,促进…     

科技动态

<正>中国实验快堆首次成功临界中国核工业集团公司近期在北京宣布,由中核集团中国原子能科学研究院自主研发的中国第一座快中子反应堆——中国实验快堆(CEFR)首次临界。这是我国核电领域的重     

徐銤:45年坚守为快堆

"发展快堆的国家,可以永久地解决能源问题。""首先发展快中子增殖堆的国家,将得到原子能方面竞争的利益。"自从上世纪60年代中期看到美国著名物理学家费米的这两句话,他的心里就埋下了一颗种子:中国的能源发展需要快堆! 45年弹指一挥间,从青春年少到年过古稀,他把个人的命运、事业的追求都融入了快堆的发展,任凭风云变     

中国首座快堆成功实现并网发电

我国第一个由快中子引起核裂变反应的中国实验快堆7月21日10时成功实现并网发电。这一国家“863”计划重大项目目标的全面实现．标志着列入国家中长期科技发展规划前沿技术的快堆技术取得重大突破。这也标志着我国在占领核能技术制高点,建立可持续发展的先进核能系统上跨出了重要的一步。中国实验快堆是我国快中子增殖反应堆（快堆）发展的第一步。     

谈未来核电的发展

和平利用核能始于第二次世界大战结束后。１９５４年苏联建成了世界第一座功率５ＭＷ试验核电站。此后，７０年代到８０年代中期核电高速发展。除了热中子堆外，快中子堆和可控热核反应的研究也都同时开展，很快就取得了一批重要结果。专家们对核电未来非常乐观，声称人类将进入“原子能时代”。但后来的实际进展与当初设想相去甚远。例如 ７０年代对２０００年左右世界核电规模的预测，比实际情况要高估６倍。不同堆型中只有热中子堆完成了商业化，而快堆发展缓慢，至今没有达到大规模商业应用。聚变堆研究遇到很大困难，预定目标无法实现…     

中国先进研究堆（CARR）

2012年3月1日,中国先进研究堆（CARR）成功实现满功率运行,达到国家规定的技术目标。CARR是面向21世纪核科学技术研究的一座高性能、多用途研究堆,是由中核集团中国原子能研究院自主研发、设计、建造的,具有自主知识产权并形成了多项自主创新的技术成果,其中燃料元件、控制棒驱动机构、全数字化的控制及保护系统、反应堆密封操作大厅、热水层系统等技术在国内均为首次研制应用。CARR功率为60兆瓦,最高热中子注量率达到1＆#215;1015n/cm2s,在同类研究堆中主要技术指标位居世界前列、亚洲第一。CARR的建成是我国核科学技术研究能力的重要标志,充分体现了我国研究堆研发设计水平和能力。它的投运,必将为我国核科学技术的发展,为满足国民经济,人民生活的需要作出贡献。     

大有潜力的重水堆核电站

核能的发现和利用是20世纪人类文明的一大进步。所谓原子核反应堆,就是利用核燃料的可控核反应将核能转变成热能的装置。目前,世界上运行着的反应堆均为裂变反应堆。聚变反应堆尚处于研究阶段。根据裂变堆所用的慢化剂的不同,可将其分为石墨堆、轻水堆、重水堆和快堆(无慢化剂)。中国的秦山和大亚湾两座轻水堆核电站的顺利建成和安全运行,标志着中国的核电事业已有了良好的开端。为了发挥各方面的潜力,推动核电事业更快地向前发展,中国决定建设重水堆核电站,并引进加拿大坎杜(CANDU)堆。     

军民两用的核燃料后处理技术

1引言 20世纪30年代末核裂变现象的发现开辟了利用核能的现实的途径,1942年美国建成了第一座天然铀反应堆,使核能的利用变为现实。从此,导致了核武器的发明及几百座的大型核电站及各种核动力船舰的建成使用。核能是继化石燃料和水力资源之后,成为世界上第三种主要能源。核能是在原子核结构发生变化的     

未来先进核裂变能——TMSR核能系统

钍基熔盐堆(TMSR)核能系统项目是中科院未来10年先导研究专项之一,其研究目标是研发第四代裂变反应堆核能系统,计划至2020年之前建成2MW钍基熔盐实验堆,形成支撑未来TMSR核能系统发展的若干技术研发能力,并解决钍铀燃料循环和钍基熔盐堆相关重大技术挑战,研制出工业示范级钍基熔盐堆,实现钍资源的有效使用和核能的综合利用。钍基核燃料具有232Th/233U转换效率高、在热中子堆中也能增殖、产生较少的高毒性放射性核素、有利于防核扩散等优点,但也面临燃料制备困难、232U衰变子核的强γ辐射给乏燃料处理和燃料再加工带来的困难、钍铀转换反应链中间核233Pa会吸收堆内中子从而影响233U产量。核燃料利用的工作模式有开环模式、改进的开环模式和闭环模式。熔盐堆是第四代反应堆的6个候选堆型之一,非常适合用作钍铀燃料循环,熔盐堆加上干法在线分离技术有可能实现完全的钍铀燃料闭式循环。本世纪初提出的氟盐冷却高温堆(Fluoride salt-cooled High temperature Reactors,FHRs),用氟化熔盐作为冷却剂,采用TRISO燃料颗粒作为核燃料,其中球床型氟盐冷却高温堆可以在改进的开环模式实现钍铀燃料循环。熔盐堆良好的高温特性使其成为核能非电应用主要候选者之一,反应堆产生的高温热可直接用于页岩油开采和高温制氢等工业领域。     

徐銤：一生只做一件事

2011年7月21日上午10时,中国原子能科学研究院实验快堆主控室里,传来一片连绵不绝的欢呼声和掌声。我国第一个快中子反应堆并网发电成功,中国从此成为世界上第8个拥有快堆技术的国家。这一天,对中国实验快堆总工程师徐銤来说,已整整等待了46年。     

钍基熔盐堆核能系统

正中科院"钍基熔盐堆核能系统(TMSR)"战略性先导科技专项的科技目标是研发钍基熔盐堆(四代堆),实现我国丰富的钍资源高效利用与核能综合利用。液态燃料熔盐堆适合钍铀循环,固态燃料熔盐堆则适合核能制氢、节能减排等核能综合利用。固态堆是以熔盐堆技术为基础,集成了其他先进堆型的成熟技术,可以在15—20年内实现应用,液态堆研发时间约为30年左右;两种堆型     

共和国之骄子——访著名核科学家徐銤教授

徐銤教授,我国著名核反应堆专家,历任国际快堆工作组中国代表、西安交大、清华大学兼职教授,“八六三”快堆专家组成员,现任中国原子能科学研究院实验快堆总工程师。主要从事快堆的发展与研究,在技术上领导快堆科研和设计主持制定了我国快堆发展规划和主要技术选择。     

地震作用下快堆堆芯燃料组件非线性动力响应分析研究

快堆堆芯是快堆的核心部分,保证其在地震作用下的结构安全至关重要,基于有限元软件ANSYS,考虑了堆芯燃料组件的相互碰撞作用建立有限元模型,研究燃料组件在地震作用下的位移响应、组件与凸台之间的碰撞力,为快堆堆芯燃料组件的抗震设计提供依据。结果表明:在天津波作用下,随着地震波峰值加速度的增加,燃料组件结构的位移响应增大。随着节点高度的增加,位移也在增大。中部凸台处碰撞力随着加速度峰值的增大碰撞次数增加,碰撞力变化较小。     

大有潜力的重水堆核电站

核能的发现和利用是20世纪人类文明的一大进步。所谓原子核反应堆,就是利用核燃料的可控核反应将核能转变成热能的装置。目前,世界上运行着的反应堆均为裂变反应堆。聚变反应堆尚处于研究阶段。按所用的慢化剂分类,裂变堆可分为石墨堆、轻水堆、重水堆和快堆(无慢化剂)。秦山和大亚湾两个轻水堆核电站的顺利建成和安全运行,标志着我国的核电事业已有了良好的开端。为了发挥各方面的潜力,推动核电     

CFR600乏组件转换桶数值模拟研究

乏组件转换桶作为快堆燃料操作系统堆外转运过程中一个重要的中间枢纽,为乏组件堆外转运过程提供临时贮存冷却。为保证乏组件转换桶的结构完整性,在乏组件转换桶与预埋件之间布置了氩气作为隔热层,从而降低顶部承载结构预埋件的温度峰值。本文采用计算流体力学程序STAR-CCM,针对示范快堆乏组件转换桶的设计方案进行热工水力计算。研究结果认为,乏组件转换桶在预定的设计方案下,满载工况下预埋件下钢板的温度峰值、乏组件转换桶出口钠温均能满足设计要求。     

我国超导托卡马克的现状及发展

一个经济实用的商用堆必须是高效、紧凑和稳态运行的。未来商用堆必须是全超导,才能实现稳态运行。我国超导托卡马克研究始于1991年,在将原苏联T7超导托卡马克改成HT-7后并在其上做了许多有意义的工作。1997年开始全超导托卡马克EAST计划,2006年建成并投入运行。未来将在长脉冲条件下进行高参数等离子物理实验,为未来稳态、先进聚变实验反应堆奠定良好的工程技术和物理基础。     

美国发布《国家生物燃料行动计划》

美国能源部和农业部近日联合发布了《美国国家生物燃料行动计划》,旨在进一步加速生物燃料工业的发展。布什在2007年国情咨文中曾提出要在10年内减少石油消费20％,即“10年20％计划”。该计划提出要加大生物燃料的用量,要求到2017年,可再生燃料（主要是生物燃料）的用量要达到350亿加仑。2007年12月,美国会通过《2007能源自立与安全法》,强制规定到2022年,可再生燃料指标要达到360亿加仑,     

我国自主设计建造中国先进研究堆首次临界

由中国原子能科学研究院自主研发、设计和建造的中国先进研究堆,近期实现首次临界。该堆具有世界先进水平,它的建成为我国核科学研究及核技术开发应用提供了一个重要的科学实验平台,也是我国核科学技术研究能力达到较高水平的重要标志。     

贫铀弹和它的后遗症

贫铀又称贫化铀,是铀同位素分离过程的副产品。天然铀含有三种主要同位素,即铀238、铀235和铀234,其含量(或丰度)分别为99.28％、0.71％和0.0054％。天然铀虽可作为某些类型核反应堆例如坎杜型重水堆和镁诺克斯型石墨气冷堆的燃料,但现在核发电广泛使用的轻水堆需用铀235丰度为2.5％～3.5％的浓缩铀作燃料,海军舰艇核反应堆需     

钠冷快堆退役综述

通过对国外快堆退役相关技术发展情况的调研,详细阐述了快堆退役过程中的废钠处理、残留钠清除和我国快堆现状,对我国快堆退役科研研究提出了建议。