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
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。 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
ｓ ｐ ｅ ｃ ｉ ａ ｌ ｏ ｎ ｓ ｉ ｔ ｅ ｃ ｌ ｏ ｓ ｅ ｄ ｆ ｕ ｅ ｌ ｃ ｙ ｃ ｌ ｅ ． Ｔｈ ｅ ｏ ｐ ｔ ｉ ｍｕ ｍ ｃ ｏ ｍｂ ｉ ｎ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ， ｃ ｏ ｎ ｓ ｉ ｓ ｔ ｅ ｄ ｏ ｆ Ｌ ＦＲ ＢＲＥＳ Ｔ ａ ｎ ｄ
ｉ ｍｐ ｏ ｒ ｔ ａ ｎ ｔ ｃ ｏ ｍｐ ｏ ｎ ｅ ｎ ｔ ｉ ｎ ｍｏ ｄ ｅ ｒ ｎ ｎ ｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ ｐ ｏ ｗｅ ｒ ｓ ｙ ｓ ｔ ｅ ｍ． Ｔｈ ｅ Ｓ Ｆ Ｒ ａ ｎ ｄ Ｌ ＦＲ ａ ｒ ｅ ｃ ｏ ｍｐ ａ ｒ ｅ ｄ
ｃ ｏｍ ｐ ｒ ｅ ｈｅ ｎ ｓ ｉ ｖｅ ｌ ｙ ｉ ｎ ｔ ｈｅ ｐ ａ ｐｅ ｒ ａ ｎ ｄ ｔ ｈｅ ｒ ｅ ｓ ｕｌ ｔ ｓ ｈｏ ｗｓ ｔ ｈ ａ ｔ ＬＦＲ ＢＲＥＳＴ ｉ ｓ ｐｒ ｏ ｖ ｉ ｄｅ ｄ ｗｉ ｔ ｈ
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 。
ｕ ｔ ｉ ｌ ｉ ｚ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ｒ ａ ｔ ｉ ｏ ｉ ｓ ｏ ｎ ｌ ｙ ｌ ｅ ｓ ｓ ｔ ｈ ａ ｎ ｏ ｎ ｅ ｐ ｒ ｏ ｃ ｅ ｎ ｔ ，ａ ｎ ｄ ｔ ｈ ｅ ｓ ｅ ｃ ｏ ｎ ｄ， ｂ ｕ ｒ ｙ ｉ ｎ ｇ ｌ ａ ｒ ｇ ｅ ｑ ｕ ａ ｎ ｔ ｉ ｔ ｉ ｅ ｓ ｏ ｆ
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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
SNCLFR-100是基于现实可行技术提出的额定功率为100MW的小型模块化自然循环铅冷快堆。
对于反应堆而言,其经济性与堆芯的一次装料运行年限有很大关系。
一般而言,延长堆芯的一次装料运行年限可以相应的提高反应堆的经济性。
在本文中,首先围绕堆芯设计的要求,给出了在物理设计中需要遵守的一系列设计准则和约束限制,并对SNCLFR-100堆芯设计方案进行了相关物理参数的计算,得到了堆芯的功率分布及中子通量分布等稳态参数,和反应性系数等瞬态参数,以及和安全控制相关的瞬发中子寿命和缓发中子份额等动力学参数,验证了此方案符合设计准则和约束限制。
与此同时还计算得到了此设计方案下堆芯的一次装料运行满功率年限为4年的结果。
基于此计算结果,提出了将SNCLFR-100的一次装料满功率运行年限从4年延长到10年以上的物理设计优化目标。
其次,在尽量不变动堆芯结构尺寸前提下,优先改动其他参数进行物理设计优化。
并以减少堆芯中子损失和增加堆芯剩余反应性为优化两大方向。
通过改变堆芯中结构材料的类型、改变燃料成分、调整不同燃料分区中Pu 和U的相对比例、提高控制棒材料中10B的富集度等改动,使堆芯优化方案满足燃耗优化设计目标。
最后,本文在确定了优化方案后,重新对堆芯精细建模,并对各项物理参数进行计算。
相比于原堆芯设计,优化堆芯的中子通量分布和功率分布变得更加平坦,寿期初其径向功率峰因子从1.40降到1.37。
与此同时,还计算了堆芯在各个时期
的各反应性系数值,确定其皆为负值;且控制棒分组满足卡棒准则,单根控制棒的反应性价值皆在限制以内。
综合而言,此优化方案符合物理设计准则和安全准则的要求,方案可行,且一次装料满功率运行年限在10年以上。
本文开展的SNCLFR-100堆芯物理设计优化工作可以为后续的进一步优化分析以及类似情况下的反应堆设计优化提供参考。