未来先进核裂变能——TMSR核能系统

CAS OpenIR > 中科院上海应用物理研究所2011-2020年

	未来先进核裂变能——TMSR核能系统
	江绵恒; 徐洪杰; 戴志敏
	2012
Source Publication	中国科学院院刊
ISSN	1000-3045
Issue	3 Pages:366-374
Abstract	钍基熔盐堆(TMSR)核能系统项目是中科院未来10年先导研究专项之一,其研究目标是研发第四代裂变反应堆核能系统,计划至2020年之前建成2MW钍基熔盐实验堆,形成支撑未来TMSR核能系统发展的若干技术研发能力,并解决钍铀燃料循环和钍基熔盐堆相关重大技术挑战,研制出工业示范级钍基熔盐堆,实现钍资源的有效使用和核能的综合利用。钍基核燃料具有232Th/233U转换效率高、在热中子堆中也能增殖、产生较少的高毒性放射性核素、有利于防核扩散等优点,但也面临燃料制备困难、232U衰变子核的强γ辐射给乏燃料处理和燃料再加工带来的困难、钍铀转换反应链中间核233Pa会吸收堆内中子从而影响233U产量。核燃料利用的工作模式有开环模式、改进的开环模式和闭环模式。熔盐堆是第四代反应堆的6个候选堆型之一,非常适合用作钍铀燃料循环,熔盐堆加上干法在线分离技术有可能实现完全的钍铀燃料闭式循环。本世纪初提出的氟盐冷却高温堆(Fluoride salt-cooled High temperature Reactors,FHRs),用氟化熔盐作为冷却剂,采用TRISO燃料颗粒作为核燃料,其中球床型氟盐冷却高温堆可以在改进的开环模式实现钍铀燃料循环。熔盐堆良好的高温特性使其成为核能非电应用主要候选者之一,反应堆产生的高温热可直接用于页岩油开采和高温制氢等工业领域。
Indexed By	CNKI
Language	中文
Funding Project	应物所项目组
Document Type	期刊论文
Identifier	http://ir.sinap.ac.cn/handle/331007/12815
Collection	中科院上海应用物理研究所2011-2020年
Recommended Citation GB/T 7714	江绵恒,徐洪杰,戴志敏. 未来先进核裂变能——TMSR核能系统[J]. 中国科学院院刊,2012(3):366-374.
APA	江绵恒,徐洪杰,&戴志敏.(2012).未来先进核裂变能——TMSR核能系统.中国科学院院刊(3),366-374.
MLA	江绵恒,et al."未来先进核裂变能——TMSR核能系统".中国科学院院刊 .3(2012):366-374.

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