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近日，中国原子能科学研究院高温动态铅铋环境下力学测试试验回路装置顺利完成调试，具备开展铅铋堆结构材料力学性能试验的能力，标志着中国原子能科学研究院在国内率先掌握了铅铋反应堆材料及部件在铅铋环境下力学性能测试的关键技术，为铅铋堆技术研发提供重要数据支撑。
美国西屋公司（Westinghouse）与意大利安萨尔多核公司（Ansaldo Nucleare）近日签署了合作协议，将联合开发基于铅冷快堆（LFR）技术的下一代核电厂。
合肥研究院小型铅基堆材料腐蚀研究取得进展（图）
液态铅铋合金 钢表面氧化层 磁铁矿层 尖晶石层
2022/6/21
近日，中国科学院合肥物质科学研究院核能安全技术研究所姜志忠课题组在小型铅基堆材料腐蚀行为与机理研究方面取得新进展。相关研究成果发表在Corrosion Science上。
以铅或铅铋共晶合金（LBE）作为冷却剂的铅冷快堆，具有优良的中子物理特性、热工水力特性及安全特性，成为第四代核反应堆的六种推荐堆型之一。然而，冷却剂LBE与结构材料的相容性问题成为制约铅冷快堆发展的主要因素之一。
高热导率的石墨烯纳米颗粒掺进铅铋堆堆冷却剂中可显著提升其导热系数和比热容，从而提高铅铋堆的堆芯功率密度，降低冷却剂用量，有利于实现反应堆小型化和轻量化设计的目的，对于铅铋堆在偏远地区和远海的工程应用具有重要意义。本文通过不同导热系数、黏度、比热容等预测模型对金属基石墨烯纳米流体热物性进行研究，分析纳米流体强化机理，提出适用于铅铋基石墨烯纳米流体的热物性计算模型。研究结果表明：添加石墨烯纳米颗粒的铅...
近日，中国原子能科学研究院建成了国内首个吨级铅铋合金氧控试验装置，实现了吨级规模铅铋合金氧控工艺技术的突破，标志着原子能院率先掌握了规模化、工程化铅铋氧控方面的关键技术，为攻克铅铋型号反应堆和加速器驱动铅铋次临界堆中材料腐蚀的难题奠定技术基础，向建成高安全性、长寿命的铅铋核装置迈出坚实一步。
流体外掠螺旋管束引起的流致振动在工程实际中广泛存在，传统研究的流体介质多为水和空气，而近年来铅铋流体正逐渐成为一种新兴的热交换介质。针对铅铋流体作用下的单排螺旋管束流致振动问题，利用计算流体动力学方法和有限元方法，对单排螺旋管束流致振动进行了数值建模与仿真计算，揭示了不同来流速度下管束的流致振动机理。结果表明：铅铋流体作用下单排管束周围会产生漩涡脱落，其频率随着来流速度的升高逐渐增大；管束各管道之...
原子能院获得首批铅铋堆瞬态工况试验研究数据（图）
铅铋堆 铅铋快堆 第四代核能系统 小型铅铋示范堆
2022/6/7
2021年12月12日，铅铋堆非核集成测试装置汽轮机停运试验在原子能院顺利完成，这是我国开展铅铋堆工程研究的重要里程碑节点，标志着我国获得了首批全系统级铅铋堆瞬态工况试验数据，填补了国内相关研究领域的空白，为铅铋堆工程型号设计提供了重要支撑。这也是原子能院继2021年4月份实现国内首套兆瓦级铅铋堆非核集成测试装置满功率发电运行后，在铅铋堆型号研制方面取得的又一项突破性进展。
2021年12月12日，铅铋堆非核集成测试装置汽轮机停运试验在原子能院顺利完成，这是我国开展铅铋堆工程研究的重要里程碑节点，标志着我国获得了首批全系统级铅铋堆瞬态工况试验数据，填补了国内相关研究领域的空白，为铅铋堆工程型号设计提供了重要支撑。这也是原子能院继2021年4月份实现国内首套兆瓦级铅铋堆非核集成测试装置满功率发电运行后，在铅铋堆型号研制方面取得的又一项突破性进展。
中国原子能科学研究院铅铋堆自然循环能力研究核心技术达国际先进
铅铋堆 冷却剂自然循环 第四代核能系统
2022/3/21
我国自主设计和建造的国内规模最大的铅铋合金自然循环试验装置在中国原子能科学研究院建成。基于该装置，中国原子能科学研究院完成了多项重要试验，获得了铅铋快堆冷却剂自然循环的关键试验数据，助力我国铅铋堆的研发及工程设计，为解决我国铅铋快堆工程中非能动余热导出系统设计及安全分析的不确定性问题提供了重要支撑。这标志着中国原子能科学研究院在铅铋快堆自然循环研究方面的整体研发深度及核心技术成熟度，均达到国际先进...
铅冷快堆环形燃料元件热工性能的关键影响因素的研究
铅冷快堆 环形燃料 热工性能 关键影响因素
2022/3/17
研究影响铅冷快堆环形燃料元件热工性能的关键因素，对提高铅冷快堆堆芯的功率密度具有重要意义。本文首先对典型铅冷快堆环形燃料元件建立热工模型并进行热阻分析，评估影响其热工性能的关键因素；然后，以内外流道冷却剂的出口温差、环形燃料元件芯块最高温度、绝热面位置以及内外包壳温差四项指标作为评判标准，分析各因素对环形燃料元件热工性能的影响特性。热阻分析结果显示：影响铅冷快堆环形燃料元件热工性能的关键因素为气隙...
铅铋反应堆环形燃料结构热工水力分析方法研究
铅铋反应堆 环形燃料 多目标优化 最佳排列方式
2022/3/17
采用环形燃料可显著提高铅铋反应堆的堆芯功率密度，对实现反应堆小型化设计和经济性提高具有重要意义。本文基于闭式并联多通道模型和量子遗传算法，通过流量分配和热量分配的解耦计算，开发了铅铋快堆环形燃料热工水力分析程序；然后以燃料芯块最高温度、燃料包壳最高温度、内外出口温差、压降、堆芯功率为评价指标，采用多目标综合评价法开展了环形燃料组件最佳排列方式研究。结果表明：开发的铅铋快堆环形燃料热工水力分析程序与...
俄罗斯铅冷快堆完成基础底板混凝土浇筑（图）
俄罗斯 铅冷快堆底板 混凝土浇筑
2021/11/12
2021年8月19日，俄罗斯国家原子能集团公司（Rosatom）宣布，已完成对BREST-OD-300铅冷快堆基础底板的混凝土浇筑工作。该反应堆正在位于谢韦尔斯克的俄罗斯核燃料产供集团（TVEL）西伯利亚化学联合体（SCC）进行建设。
俄罗斯铅冷示范快堆燃料芯块制造设施已完成安装（图）
俄罗斯 MNUP燃料 BREST-OD-300铅冷快堆 快中子堆闭式燃料循环
2021/11/12
2021年7月29日，俄罗斯核燃料产供集团（TVEL）宣布，用于生产致密混合铀钚氮化物燃料（MNUP）芯块的设施已在试点示范能源综合体（ODEK）建设现场完成安装。MNUP燃料是专为BREST-OD-300铅冷快堆开发的，燃料制造涉及混合铀钚氮化物碳热合成、燃料芯块制造、燃料元件组装及燃料组件制造等4条生产线。辐照后产生的乏燃料将会进行后处理，之后运往再循环设施再生为新燃料。
俄罗斯铅冷示范快堆燃料芯块制造设施已完成安装（图）
俄罗斯 铅冷示范快堆 快中子堆闭式燃料循环 乏燃料后处理模块
2021/11/26
2021年7月29日，俄罗斯核燃料产供集团（TVEL）宣布，用于生产致密混合铀钚氮化物燃料（MNUP）芯块的设施已在试点示范能源综合体（ODEK）建设现场完成安装。MNUP燃料是专为BREST-OD-300铅冷快堆开发的，燃料制造涉及混合铀钚氮化物碳热合成、燃料芯块制造、燃料元件组装及燃料组件制造等4条生产线。辐照后产生的乏燃料将会进行后处理，之后运往再循环设施再生为新燃料。