铅冷快堆固有安全性的分析  被引量:8

Inherent Safety Analysis for Lead Cooled Fast Breeder Reactor

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作  者:沈秀中[1] 于平安[1] 杨修周[1] 徐济鋆[1] 

机构地区:[1]上海交通大学,上海200030

出  处:《核动力工程》2002年第4期75-78,共4页Nuclear Power Engineering

基  金:国家自然科学基金资助项目(59286053)

摘  要:为了研究铅冷快堆的固有安全性,本文完成了25MW铅冷快堆物理和热工水力初步设计,并进行了铅的充排放实验和铅的自封性实验。在此基础上,依据核反应堆固有安全性的理论,详细地分析和比较了铅冷快堆所具有的固有安全性,分析结果表明,铅冷快堆是一种很有发展前景的先进核动力堆堆型。In order to analyze the inherent safety of Lead Cooled Breeder Reactor (LCBR), a conceptual design in physics and thermo-hydraulics for 25MW LCBR, lead’s charging and discharging experiments and lead’s self-sealing experiments were performed in this paper. Based on the experimental result and the theory of inherent safety of nuclear reactor, the inherent safety in LCBR is analyzed and compared in details. The analytical result shows that the LCBR is a very promising advanced nuclear power reactor.

关 键 词:铅冷却剂 铅冷快堆 固有安全性 设计 

分 类 号:TL433[核科学技术—核技术及应用] TL364.1

 

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