铅铋快堆堵流事故工况下组件内流动传热的数值模拟与分析.docx

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2025-04-06 发布于上海
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铅铋快堆堵流事故工况下组件内流动传热的数值模拟与分析

一、引言

1.1研究背景与意义

随着全球能源需求的不断增长以及对清洁能源的迫切追求，核能作为一种高效、低碳的能源形式，在能源结构中的地位日益重要。铅铋快堆（Lead-BismuthCooledFastReactor，LFR）作为第四代核能系统的重要候选堆型之一，凭借其独特的优势受到了广泛关注。铅铋快堆采用铅铋共晶合金作为冷却剂，具有良好的中子学性能、热工水力学性能和固有安全特性。铅铋合金的中子吸收截面小，这使得堆芯燃料组件密度得以降低，减少了冷却剂沿程水头损失，提高了中子经济性；其沸点高、热导率好，能够使堆芯比功率更高，提升了能源转