Liqued Metal Coolants for Fast Reactors Cooled by Sodium, Lead, and Lead-Bismuth Eutectic

دسته بندی: انرژی
ویرایش:  
 
سری:  
 
ناشر:  
سال نشر:  
تعداد صفحات: 95 
زبان: English 
فرمت فایل : PDF (درصورت درخواست کاربر به PDF، EPUB یا AZW3 تبدیل می شود) 
حجم فایل: 3 مگابایت 

قیمت کتاب (تومان) : 53,000

شماره سری انرژی هسته ای آژانس بین المللی انرژی اتمی NP-T-1.6، وین، آژانس بین المللی انرژی اتمی، 2012. — 95 ص.
این نشریه خلاصه ای جامع از وضعیت توسعه فناوری خنک کننده مایع برای راکتورهای سریع با توجه به داده های پایه، فناوری اصلی ارائه می دهد. چالش ها و مفاهیم و طرح های مختلف راکتور سریع که با تاکید ویژه بر انتخاب مایع خنک کننده در حال بررسی هستند. گزارش حاضر خلاصه ای از وضعیت هنر در توسعه فناوری فلز مایع برای راکتورهای سریع است.
این گزارش عمدتاً، اما نه صرفاً، تجربه، فعالیت‌ها و مراجع روسیه را در نظر می‌گیرد. محتواها
مقدمه > تاریخچه کوتاه توسعه انرژی هسته ای خواص فیزیکی و شیمیایی خنک کننده ها (سدیم، سرب و آلیاژ سرب-بیسموت)
توسعه فلزات مایع (تاریخچه کوتاه)
خواص فیزیکی
خواص شیمیایی
خواص شیمیایی سدیم
خواص شیمیایی سرب
حلالیت عناصر شیمیایی در آلیاژ مذاب سرب-بیسموت< div class=\"bb-sep\">مقایسه فناوری‌های مختلف خنک‌کننده سدیم و سرب
پس‌زمینه
تکنولوژی سدیم
منابع ناخالصی
تصفیه سدیم و گاز پوششی
کنترل محتوای ناخالصی در مایع خنک کننده و گاز پوششی
فرایندهای خوردگی در سدیم
تکنولوژی سرب و سرب-بیسموت
مسائل اساسی فناوری
منابع ناخالصی
پاکسازی از سرباره
فرایندهای خوردگی در سرب
امکان بکارگیری داده‌های فناوری سرب-بیسموت در فناوری سرب
نتیجه‌گیری ترموهیدرولیک هسته راکتور
هیدرودینامیک
انتقال حرارت
نتیجه گیری
رادیواکتیویته خنک کننده
رادیواکتیویته سدیم
پاکسازی رادیونوکلئید سزیم از سدیم
سرب و سرب -رادیواکتیویته بیسموت
نتیجه‌گیری توسعه فناوری راکتور سریع خنک‌شده با فلز مایع
مقدمه
اهداف و چالش‌ها برای توسعه راکتور سریع خنک‌شده با فلز مایع پیشرفته
ویژگی‌های راکتورهای سریع خنک‌شده با فلز مایع
فیزیک
اقتصاد و تجربه
نتیجه‌گیری رآکتورهای سریع سرد شونده مدولار سرب-بیسموت
مقدمه
تجربه و فرصت استفاده از آلیاژ یوتکتیک سرب-بیسموت به عنوان خنک کننده راکتورهای سریع
خلاصه شرح تجربه با Le کاربردهای یوتکتیک ad-Bismuth
نصب راکتور SVBR-75/100
پارامترهای اساسی SVBR-75/100
توضیحات SVBR-75/100
ترتیب SVBR-75/100 تجهیزات
طرح گردش مدار اولیه
هسته راکتور
ماژول ژنراتور بخار
پمپ گردش اصلی (MCP)
ساختارهای داخل کشتی
دوشاخه محافظ
فناوری خنک کننده
سوخت گیری و ذخیره سازی سوخت هسته ای مصرف شده
مفاهیم اساسی نیروگاه هسته ای بر اساس رویکرد SVBR-75/100

ایمنی ذاتی SVBR-75/100
ساختار مدولار نیروگاه هسته ای سیستم تامین بخار هسته ای
پتانسیل بهبود SVBR-75/100
استفاده از انواع مختلف سوخت و چرخه های سوخت
مدیریت زباله های رادیواکتیو
تکثیر مقاومت
کاربرد چند منظوره SVBR-75/100
فرصتی برای تسریع سرعت توسعه انرژی هسته ای با استفاده از فناوری پیشنهادی انرژی هسته ای
مفهوم تجاری سازی
نتیجه گیری راکتورهای سریع خنک‌شونده با سرب مایع
مفهوم راکتور سریع خنک‌شده با سرب
مفهوم چرخه سوخت هسته‌ای
مفهوم برست
سرب ترتیب گردش
Brest-1200 منابع

IAEA Nuclear Energy Series No. NP-T-1.6, Vienna, IAEA, 2012. — 95p.
This publication provides a comprehensive summary of the status of liquid coolant technology development for fast reactors with regard to basic data, main technological challenges and the various fast reactor concepts and designs that are being investigated, with a special emphasis on the choice of coolant. present report summarizes the state of the art in liquid metal technology development for fast reactors.
This report takes mainly, but not solely, into account Russian experience, activities and references. Contents
Introduction Short History Of Nuclear Power Development Physical And Chemical Properties Of Coolants (Sodium, Lead And Lead-Bismuth Alloy)
Liquid Metal Development (Short History)
Physical Properties
Chemical Properties
Chemical Properties Of Sodium
Chemical Properties Of Lead
Solubility Of Chemical Elements In Molten Lead-Bismuth Alloy Comparison Of Different Sodium And Lead Coolant Technologies
Background
Sodium Technology
Impurity Sources
Purification Of Sodium And Cover Gas
Control Of Impurities Content In The Coolant And Cover Gas
Corrosion Processes In Sodium
Lead And Lead-Bismuth Technology
Basic Issues Of Technology
Impurity Sources
Cleaning From Slag
Corrosion Processes In Lead
Possibility Of Application Of Lead-Bismuth Technology Data To Lead Technology
Conclusion Thermohydraulics Of Reactor Core
Hydrodynamics
Heat Transfer
Conclusions
Coolant Radioactivity
Sodium Radioactivity
Cleaning Caesium Radionuclide From Sodium
Lead And Lead-Bismuth Radioactivity
Conclusions Liquid Metal Cooled Fast Reactor Technology Development
Introduction
Objectives And Challenges For The Development Of Advanced Liquid Metal Cooled Fast Reactor
Features Of Liquid Metal Cooled Fast Reactors
Physics
Economics And Experience
Conclusion Modular Lead-Bismuth Cooled Small Size Fast Reactors
Introduction
Experience And Opportunity To Use Lead-Bismuth Eutectic Alloy As A Fast Reactors’ Coolant
Brief Description Of Experience With Lead-Bismuth Eutectic Applications
Reactor Installation SVBR-75/100
Basic Parameters Of SVBR-75/100
Description Of SVBR-75/100
Arrangement Of SVBR-75/100 Equipment
Primary Circuit Circulation Scheme
Reactor Core
Steam Generator Module
Main Circulation Pump (MCP)
In-Vessel Structures
Shielding Plug
Coolant Technology
Refueling And Storage Of Spent Nuclear Fuel
Basic Concepts Of The Nuclear Power Plant Based On SVBR-75/100
Approach
SVBR-75/100 Inherent Safety
Modular Structure Of The Nuclear Power Plant Nuclear Steam-Supplying System
SVBR-75/100 Improvement Potential
Use Of Different Kinds Of Fuel And Fuel Cycles
Handling The Radioactive Waste
Proliferation Resistance
Multi-Purpose Application Of SVBR-75/100
Opportunity To Accelerate The Pace Of Nuclear Power Development With Use Of The Proposed Nuclear Power Technology
Commercialization Concept
Conclusions Liquid Lead Cooled Fast Reactors
The Lead Cooled Fast Reactor Concept
Nuclear Fuel Cycle Concept
Brest Concept
Lead Circulation Arrangement
Brest-1200 References