近日，我國自主設(shè)計和建造的國內(nèi)規(guī)模最大的鉛鉍合金自然循環(huán)試驗裝置在原子能院建成。基于該裝置，原子能院完成了多項重要試驗，獲得了鉛鉍快堆冷卻劑自然循環(huán)的關(guān)鍵試驗數(shù)據(jù)，助力我國鉛鉍堆的研發(fā)及工程設(shè)計，為解決我國鉛鉍快堆工程中非能動余熱導出系統(tǒng)設(shè)計及安全分析的不確定性問題提供了重要支撐。這標志著原子能院在鉛鉍快堆自然循環(huán)研究方面的整體研發(fā)深度及核心技術(shù)成熟度，均達到國際先進、國內(nèi)領(lǐng)先水平。
   
鉛鉍快堆作為第四代核能系統(tǒng)優(yōu)選堆型，固有安全性好，且易實現(xiàn)小型化、模塊化建造，應用前景廣闊。鉛鉍合金作為反應堆冷卻劑，熱膨脹性能好，易于實現(xiàn)自然循環(huán)，該特性對于事故工況下堆芯余熱的導出具有非常重要的安全意義。原子能院鉛鉍合金自然循環(huán)試驗裝置高8.3m，設(shè)計溫度600℃，加熱功率400kW，具備開展多功率臺階和600℃以下溫度范圍自然循環(huán)試驗的能力。
 
與國際上同類裝置相比，該試驗裝置規(guī)模大、運行參數(shù)高、適用工況范圍廣，可模擬實際反應堆的自然循環(huán)、強迫循環(huán)以及強迫循環(huán)過渡到自然循環(huán)等多種工況，能夠全面評估反應堆的自然循環(huán)能力及非能動余熱導出安全性能。通過開展自然循環(huán)工況下實際工程型號燃料組件的流動傳熱試驗和系統(tǒng)級的瞬態(tài)特性試驗，可充分掌握事故工況下冷卻劑的熱工水力行為和自然循環(huán)機理，為反應堆工程設(shè)計中非能動堆芯余熱導出能力評價奠定堅實基礎(chǔ)。
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