【摘要】第四代核能系统是为了提高核电经济性、安全性、防扩散性而提出的新一代核能系统。铅(铋)冷快堆作为第四代核能系统的六种候选堆型之一,具有良好的发展前景,铅冷快堆已经逐渐成为了未来先进反应堆的一个重要发展方向。铅铋合金具有良好的中子学性能、热工水力学性能和固有安全特性,但是由于铅铋堆内铅铋的运行温度较高,铅铋冷却剂对反应堆材料包壳与结构材料具有腐蚀性,这一点是制约铅铋冷却快堆发展的主要因素之一。 […]

【摘要】加速器驱动次临界系统(ADS)与临界系统相比具有不同的中子学和热工水力学动态特性。瞬态分析是评估和验证反应堆安全设计的重要内容和方法。本文以FDS团队设计的10MWth加速器驱动铅铋冷却自然循环次临界反应堆为分析研究对象,开发次临界点堆动力学计算程序,利用RELAP5建立该反应堆分析模型,开展该反应堆的无保护瞬态分析,具体研究工作如下：首先,以该次临界系统为研究对象,开发适用于次临界反应堆 […]