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研究方向
核反应堆热工水力
核安全与系统仿真
反应堆结构材料
核燃料循环
核辐射防护与环境保护
核电关键设备
核反应堆物理
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核反应堆热工水力

为保障国家经济的可持续发展,在能源需求与环境保护双重压力作用下,未来日趋合理的能源结构中核电所占比重将日益上升。虽然与第二代核电技术相比,第三代核电站的安全性得以大大提高,但是从核能长期发展的需求来看,第三代核电站在经济性和可持续性等方面也显现了许多不足之处。研发第四代新型核能系统将确保核能的长期稳定发展。作为六种第四代未来堆型中唯一的水冷堆,超临界水堆具有经济性、延续性以及可持续性等诸多综合优势,是国家核电技术路线进一步发展的自然选择,是大功率压水堆技术发展的必然趋势,也是清洁能源科学和技术领域的基础研究在国际竞争与合作中重要的前沿与热点之一。

 

超临界水堆运行于超高压力、高温度和强烈中子辐照条件下,这种联合的极端条件给众多学科带来了新的科学挑战。常规压水堆使用的核燃料包壳材料的力学特性和化学性能已不再满足超临界水堆的要求。揭示材料在极端条件下的微结构变化和使役行为的科学理论尚未形成。设计与制备堆内新材料的理论依据和基础技术有待发展。超临界水堆堆内复杂流道、流体物性异常变化以及高热流密度会引发一系列流动传热、核燃料冷却及核热耦合等方面的新的科学问题。然而目前国内外对这种特定条件下的传热机理、流动特性以及耦合系统安全性的了解和认识仍十分匮乏。如果超临界水堆被设计成快中子谱(或超热中子谱)反应堆,它将会具有高燃料利用率的特性,并具有嬗变核废料中长寿命、高放射性锕系元素的可能性。我国核燃料资源并不丰富,快中子谱的超临界水堆同常规压水堆相比具有较高的核燃料利用率并在减少核废物方面具有优势,潜力亟待开发。然而,目前仍然缺乏可靠的堆芯分析方法来描述快中子谱超临界水堆的可裂变燃料转换过程、核废物嬗变过程以及与它们相关的安全特性。因此,堆内材料使役行为理论、流动传热机理以及先进中子物理学分析方法是发展超临界水堆三大主要科学基石。

 

 

 

 

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