一种长寿命钍基快谱堆芯的物理研究

第四代核能介绍面对能源危机、雾霾围城，核能以绿色、高效、低碳排放和可规模生产的突出优势，成为较为理想的替代能源。

作为一种可大规模替代化石燃料的清洁能源，核能在目前的世界能源结构中占有重要地位。

然而，由于现有大规模应用的热中子反应堆存在资源利用率低、放射性废物不断积累和潜在核安全问题，开发更加清洁、高效、安全的新型核能系统对核能可持续发展意义重大。

2014年1月，“第四代核能系统国际论坛组织（ＧＩＦ）”官方发布的“第四代核能系统技术路线更新图”，选出了6种创新反应堆概念及其支持性的燃料循环供进一步的合作研究与开发。

一：气冷快堆（GFR）——快中子谱、氦冷反应堆和闭合燃料循环；二：超高温反应堆（VHTR）——采用一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦冷反应堆；三：超临界水冷反应堆（SCWR）——在水的热力学临界点以上运行的高温高压水冷反应堆；四：钠冷快堆（SFR）——快中子谱、钠冷堆和有效管理锕系元素和转化铀-238的闭式燃料循环；五：铅冷快堆（LFR）——快中子谱、铅或铅/铋低共熔液态金属冷却反应堆和有效转化铀-238和管理锕系元素的闭合燃料循环；六：熔盐反应堆（MSR）——在超热中子谱反应堆中用循环的熔盐燃料混合物生产裂变电力和使用全部锕系元素再循环的燃料循环。

以上反应堆预计在今后30年内可投入使用。

相对的优点包括基建费用减少，核安全性提高，核废物产生量最小，并且进一步减小了武器材料扩散的风险。

而其中，铅基反应堆备受关注。

铅基材料（铅、铅铋或铅锂合金等）作为反应堆冷却剂，能使反应堆的物理特性和安全运行具有显著优势，铅基反应堆主要特点如下。

第一，中子经济性优良，发展可持续性好。

铅基材料具有低的中子慢化能力及小的俘获截面，因此铅基反应堆可设计成较硬的中子能谱而获得优良的中子经济性，可利用更多富余中子实现核废料嬗变和核燃料增殖等多种功能，也可设计成长寿命堆芯，不仅能提高资源利用率和经济性，也有利于预防核扩散。

钍基反应堆原理引言：钍基反应堆是一种利用钍-232同位素进行核裂变的核能发电反应堆。

它具有较高的热效率和较长的燃料周期，被认为是未来的一种可持续发展的核能解决方案。

本文将介绍钍基反应堆的原理及其工作过程。

一、钍基反应堆的基本原理钍基反应堆的基本原理是利用钍-232同位素经中子轰击产生钍-233同位素，然后将钍-233同位素裂变产生能量。

钍-232是一种天然存在的放射性元素，它可以通过中子轰击变成钍-233，钍-233具有较高的裂变截面，可以产生大量的能量。

二、钍基反应堆的工作过程1. 中子轰击：钍基反应堆中，通过将中子引入反应堆中，使其与钍-232发生中子轰击反应。

中子轰击会使钍-232变成钍-233，同时释放出能量。

2. 钍-233裂变：钍-233是一种不稳定的同位素，会自发地发生裂变反应，释放出大量的能量。

这个过程是连锁反应，每个裂变产生的中子会继续引发更多的钍-233裂变。

3. 能量转化：钍-233裂变释放的能量会转化为热能，使反应堆内的冷却剂（如水或氦气）被加热。

热能通过传导、对流或辐射的方式传递给工作介质，如水蒸汽，产生蒸汽驱动涡轮机发电。

4. 燃料再循环：钍基反应堆的燃料周期较长，燃料在反应堆内的使用时间可以达到几十年。

在使用过程中，钍-233会逐渐转变成钍-234和铀-233，这些产物可以被提取和再利用，进行燃料再循环，以延长燃料的使用寿命。

三、钍基反应堆的优势1. 资源丰富：钍是地球上非常丰富的元素，其储量远远大于铀和锂等其他核能材料。

因此，钍基反应堆具有长期可持续发展的潜力。

2. 高效利用：钍基反应堆可以通过中子轰击钍-232，将其转变为钍-233，并利用钍-233进行裂变反应。

相比于传统的铀基反应堆，钍基反应堆可以更有效地利用核燃料，提高能源利用率。

3. 安全性高：钍基反应堆产生的核废料主要是钍-234和铀-233，这些废料相对较稳定，不会产生高放射性废料，降低了核废料的处理难度和环境风险。

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]。

钍基熔盐快堆多物理耦合研究熔盐堆是第四代核能系统的六种候选堆型之一，特殊之处在于采用液态熔盐作为燃料，其在固有安全、核燃料循环、小型化、核资源的有效利用和防止核扩散等方面有其突出的优点。

鉴于GIF目标和钍基熔盐快堆在燃料增殖、核废料嬗变和安全方面具有良好的性能，自2005年，国际上液态燃料熔盐堆的设计和研发工作集中在快谱钍基熔盐堆技术研发，尤其是罐式堆芯结构熔盐快堆。

钍基熔盐快堆特殊的设计和运行方式，使得钍基熔盐快堆堆芯中子、缓发中子先驱核、温度和流场内在强耦合，导致新的重要的物理效应。

随着计算机技术发展，核反应堆多物理场耦合技术正成为国内外研究的前沿。

因此，构建钍基熔盐堆多物理综合仿真模拟平台，研制钍基熔盐快堆三维多物理耦合程序，作为熔盐快堆多物理多尺度耦合分析的有效平台和工具，对于理解熔盐快堆多物理耦合的重要特性和优化钍基熔盐快堆的设计，无论是在学术研究还是在工程应用上都具有重要的现实意义。

本论文首先回顾了熔盐堆发展历史及现状，介绍了多物理场耦合技术的发展及应用，简述了熔盐堆多物理耦合国内外研究现状。

然后，详细推导了考虑流体运动影响的熔盐堆中子输运方程，通过P1近似、分群理论和雷诺平均法，获得熔盐快堆多群中子扩散方程；基于传质组份守恒原理，考虑熔盐快堆对流输运和湍流输运效应，详细推导了熔盐快堆缓发中子先驱核浓度方程；从流体动力学三大基本守恒方程出发，采用雷诺平均法和涡粘模型，获得了熔盐快堆湍流N-S方程、湍流动能k方程、湍流耗散率ε方程和以温度T 表示的湍流能量方程。

这些中子物理方程、热工水力方程及其边界条件，共同构成了钍基熔盐快堆多物理耦合数学模型。

为了选择合适的数值方法求解钍基熔盐快堆多物理耦合模型，分析评估了钍基熔盐快堆多物理耦合模型方程的空间离散方法和时间离散方法，介绍了用于求解离散方程的多种有效算法，以及所采用的多物理耦合方案。

通过构建钍基熔盐堆综合仿真模拟平台，依据推导的钍基熔盐快堆多物理耦合数学模型，有限体积空间离散方法，Euler全隐式时间离散方法，采用Gauss-Seidel迭代法、松弛迭代法、共轭梯度法、双共轭梯度法、预处理共轭梯度法和预处理双共轭梯度法六种代数方程组求解算法，以及串行、隐式、内耦合的耦合方案，编制并验证了钍基熔盐快堆三维多物理耦合程序-TMSR3D。

Advances in Education 教育进展, 2023, 13(9), 6905-6909 Published Online September 2023 in Hans. https:///journal/ae https:///10.12677/ae.2023.1391075浅谈大学物理教学中的核物理学陈鹏辉扬州大学物理科学与技术学院，江苏 扬州收稿日期：2023年8月12日；录用日期：2023年9月11日；发布日期：2023年9月18日摘要 为满足国防需求和经济发展，我国于20世纪50年代开始着力开展核工业体系建设。

核物理学及应用是发展核工业的基石。

核物理研究涉及前沿基础和重大应用两个方面，近年来，我国在这两方面取得了一定的进展。

原子核物理学是物理学的重要分支之一。

大学物理课程是理科、工科、农科、医科大学生的必修通识课。

鉴于目前大多数高校的大学物理课程中未将核物理与核技术纳入到教学大纲，考虑到核物理与核技术的重要性，本文充分讨论了在大学物理教学中增设核物理与核技术内容的必要性。

本文将简述理工科大学生应掌握的核物理前沿基础研究的教学大纲内容，核技术及应用的教学大纲内容，并给出合理的课时量建议。

关键词大学物理，核物理，核技术On the Discussion of Nuclear Physics in University Physics TeachingPenghui ChenSchool of Physics Science and Technology, Yangzhou University, Yangzhou Jiangsu Received: Aug. 12th , 2023; accepted: Sep. 11th , 2023; published: Sep. 18th , 2023AbstractTo meet the needs of national defense and economic development, China began to focus on the construction of nuclear industry system in the 1950s. Nuclear physics and its applications are the cornerstone of developing nuclear industry. Nuclear physics research involves both cutting-edge foundation and major applications. In recent years, China has made certain progress in both as-pects. Atomic nuclear physics is an important branch of physics. The university physics course is a陈鹏辉compulsory general course for students majoring in science, engineering, agriculture, medicine, etc. Considering the importance of nuclear physics and nuclear technology, given that most uni-versity physics courses do not include nuclear physics and nuclear technology in the teaching syl-labus, this article fully discusses the necessity of adding content on nuclear physics and nuclear technology to university physics courses. This article will briefly describe the teaching content of cutting-edge basic research in nuclear physics for science and engineering students, the teaching content of nuclear technology and its applications, and give reasonable class hour suggestions.KeywordsUniversity Physics, Nuclear Physics, Nuclear Technology Array Copyright © 2023 by author(s) and Hans Publishers Inc.This work is licensed under the Creative Commons Attribution International License (CC BY 4.0)./licenses/by/4.0/1. 引言原子核物理是人类认识物质世界一个重要层次。

固态钍基熔盐堆堆芯物理参数计算刘利民;张大林;郑美银;秋穗正;苏光辉;田文喜【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2015(049)0z1【摘要】针对中国科学院设计的2 MW固态钍基熔盐堆(TMSR-SF)堆芯,采用蒙特卡罗程序MCNP精确描述堆芯TRISO包覆燃料颗粒、燃料球排布,建立了包含燃料元件、熔盐冷却剂、石墨反射层、中心石墨通道、控制棒及反射层通道的三维全堆芯模型,计算了TMSR-SF初始有效增殖因数、中子能谱、功率分布、控制系统价值、停堆裕量、反应性系数、中子动力学参数等堆芯物理参数,为TMSR-SF的物理优化及热工安全分析提供必要的参数.【总页数】6页(P126-131)【作者】刘利民;张大林;郑美银;秋穗正;苏光辉;田文喜【作者单位】西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室核科学与技术学院,陕西西安 710049;西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室核科学与技术学院,陕西西安 710049;西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室核科学与技术学院,陕西西安 710049;西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室核科学与技术学院,陕西西安 710049;西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室核科学与技术学院,陕西西安 710049;西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室核科学与技术学院,陕西西安 710049【正文语种】中文【中图分类】TL329【相关文献】1.钍基熔盐堆核能系统中熔盐的蒸馏纯化与分离 [J], 耿俊霞;窦强;王子豪;杨洋;黄卫;付海英;李文新;吴国忠;李晴暖2.新型钍基熔盐堆多物理计算模型及分析 [J], 司胜义;陈其昌;卑华;赵金坤3.钍基熔盐反应堆中熔盐冷却回路的分析研究 [J], 汪琦;俞红啸;张慧芬4.固态钍基熔盐堆堆芯核设计安全限值研究 [J], 王昆鹏;左嘉旭;靖剑平;攸国顺;张大林;刘利民5.我国计划2020年前建世界首个10MW固态燃料钍基熔盐实验堆 [J],因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。