中科院核安全所建成中国首座纯铅冷却剂实验回

来源:http://www.aobaot.com 作者:科学 人气:99 发布时间:2019-09-28
摘要:合肥研究院建成中国首座铅冷快堆关键技术实验装置 中科院核安全所建成中国首座纯铅冷却剂实验回路 中科院建成世界最大铅铋回路试验装置 本报讯 日前,记者从中科院核能安全技术

合肥研究院建成中国首座铅冷快堆关键技术实验装置

中科院核安全所建成中国首座纯铅冷却剂实验回路

中科院建成世界最大铅铋回路试验装置

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本报讯日前,记者从中科院核能安全技术研究所获悉,该单位在铅冷快堆冷却剂技术方面取得重要突破,建成了中国首座纯铅冷却剂实验回路。

威尼斯国际平台app,新华网合肥3月4日电记者从中科院合肥物质科学研究院了解到,中科院核能安全技术研究所建成世界上最大的多功能液态铅铋综合实验平台,并成功调试运行,该设备为铅基反应堆技术及液态重金属技术进一步研究奠定了基础,也将提升中国在先进核能领域的国际竞争力。

近期,中国科学院合肥物质科学研究院核能安全技术研究所建成中国首座铅冷快堆关键技术实验装置——高温液态纯铅实验回路,并成功调试。该装置采用纯铅作为循环工质,设计运行温度达600℃,具备开展铅冷快堆结构材料腐蚀、非能动热工安全循环以及关键设备验证的研究能力,可为第四代反应堆主选堆型之一——铅冷快堆设计与研发提供工程经验与实验数据,将进一步增强我国在先进核能领域的竞争力。

核安全所在高温液态重金属领域已有十余年的研发经验。研究团队克服了结构材料选型、高温不透明流体测量、氧浓度测控等系列技术难题,建成的纯铅冷却剂实验回路运行温度可超600℃,具备开展铅冷快堆结构材料腐蚀、冷却剂热工安全特性及反应堆关键设备验证的能力,可为铅冷快堆设计与研发提供工程经验。

据介绍,铅铋合金回路试验装置是研究并解决铅铋反应堆材料相容性、冷却剂流动与传热、设备与系统安全等关键科学技术问题的必备平台。该装置将用于观测研究铅基合金流动与传热等基本特性,对液态重金属冷却反应堆中的材料服役性能和热工水力性能方面做出实验性结论。

以液态铅及铅铋合金为冷却剂的反应堆具有优良的中子学、热工水力学及安全特性,是现代核能系统中最具有发展潜力的堆型,根据第四代核能系统国际论坛发布的路线图,铅冷快堆有望成为首个实现工业示范和商业化应用的第四代先进核能系统。

据介绍,铅冷快堆在安全性和经济性方面具有突出优势,被“第四代核能系统国际论坛”组织评定为有望首个实现工业示范和商业应用的第四代反应堆,冷却剂技术是铅冷快堆的核心技术。该回路的建成对加快铅冷快堆工程化具有重要推动作用,可进一步增强我国在先进核能领域的竞争力。

“快中子反应堆”具有铀资源利用率高、嬗变核废料和安全性高的特点,有专家预测,液态重金属冷却反应堆有望成为首个实现商业利用的第四代核能系统。该回路还可用于铅与铅锂等其他液态重金属冷却剂实验,以支持第四代铅冷快堆及聚变堆等先进核能系统基础性和前瞻性研究。

核安全所长期致力于液态重金属冷却反应堆设计与关键技术研究工作。经过多年攻关和创新,突破液态重金属高温、高密度比重、腐蚀等极端工况技术瓶颈,于2014年建成世界上最大多功能液态铅铋综合实验平台,并即将建成国际上首座铅基堆工程技术集成试验装置。

据了解,此次纯铅实验回路的建成,将进一步促进铅基堆研发技术体系的完善,为中国铅基反应堆的设计、关键技术研发与专用设备研制等奠定了坚实基础。

由于液态金属材料具有高效导热、高沸点、大容量储能等优点,可用于太阳能发电、零排放制氢、新型液态金属电池储能等工业领域,具有广泛的应用前景。

高温液态纯铅实验回路与研究所前期研发的液态铅铋、铅锂等大型综合实验平台共同构成了国际领先的大型液态重金属实验回路装置群,构建了从关键技术研究到综合设计验证的实验与验证体系,为液态重金属冷却剂关键技术研究奠定了坚实基础,对加快铅冷快堆工程示范并最终实现核燃料增殖、高放核废料嬗变、高效发电等应用有重要推动作用。(原标题:建成中国首座铅冷快堆关键技术实验装置)

《中国科学报》 (2016-04-12 第4版 综合)

中国科学院核能安全技术研究所FDS团队长期从事液态重金属冷却反应堆设计与关键技术研究。2010年9月,自主研制的世界首座多功能液态铅锂综合实验平台DRAGON-IV成功运行,为液体重金属关键科学问题研究奠定了重要基础。

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如今,作为多功能液态铅铋综合实验平台主体部分,铅铋材料与热工水力实验回路已建成并调试成功,标志着中国科学院战略性先导科技专项“未来先进核裂变能-ADS嬗变系统”铅铋反应堆由物理设计走向工程化研究取得重大进展。

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