我国近期核电发展可选择的先进堆型

核电经过四十多年的发展，形成特点不同的四代核电堆型。目前全球正在运行的400多台核电机组的主力堆型基本都属于第二代核反应堆，而更加安全和先进的第三代先进反应堆目前还未被厂泛应用，第四代核电堆型还处于概念设计阶段。本文重点介绍丁几种主要的第三代先进核电堆型，对其技术特点、安全性和经济性进行了分析比较，为我国的核电发展提供参考。     

欧洲高性能轻水堆研究项目

高性能轻水堆（HPLWR）是在超临界压力下运行的轻水堆（LWR）。尤其是在可靠性、安全性、发电成本和防核扩散方面，这种反应堆都会优于现有核反应堆。HPLWR最显著的优点是因为它的设备和厂房尺寸比现有轻水堆更小，从而可以获得约1000／kW（电功率）的低建造成本和3～4分／kwh的低发电成本。     

GARR堆内超临界压水回路初步设计研究

基于现有轻水堆（LWRs）和超临界火力发电两项成熟的技术而建立起来的超临界压水堆（SCWR）是第4代最有前途的6种先进新型核反应堆之一，其主要运行参数为：压力，25MPa，堆芯进／出151冷却剂温度，280／500℃。它可使现行轻水堆的热效率由33％提高到约45％。目前SCWR正在处于的概念研究阶段，目标是评价SCWR技术的可行性，集中在概念设计、安全和可靠性评价及堆芯部件首选材料的确认和验证。     

热谱超临界水冷反应堆固体慢化剂研究

因为热效率高（大约45％，而轻水堆为33％）和设备的大量简化，超临界水冷反应堆（SCWR）是最有前途的第四代核反应堆之一。SCWR有着较高的热力学工况（高运行压力和温度），显著减少了安全壳体积，削减了对再循环泵、喷射泵、稳压器、蒸汽发生器、汽水分离器及蒸汽干燥器的需求：过去十多年，日本完成了一个大型的1700MW SCWR的完整概念设计。初步的经济分析显示，与参考的先进轻水堆（ALWR）相比，这个系统可实现建设成本显著降低，高达30％。     

空间核反应堆本体参数最优化研究

空间技术是具有重大潜在前景的技术,对国家的科学、国防、政治、经济具有重要意义。为了满足空间条件及发射条件的要求,并使空间核反应堆经济性最大化,对空间核反应堆本体的结构设计方案和参数最优化进行了研究。在调研多种国外空间核反应堆方案设计的基础上,提出了空间核反应堆堆型与堆本体结构设计方案。建立了堆本体数学模型,将设计最优化的工程学问题转化为求解非线性整数优化的数学问题,采用编写Matlab程序语言的方法,利用数学软件求解了最优化问题,在理论上得到了所建立模型的最优化参数设计并探讨了旋转控制鼓数量变化与堆芯燃料半径变化对堆本体总质量的影响。堆本体总质量较初始模型下降了14.3%,为今后完成更进一步的空间核反应堆设计提供了参考。     

轻水堆在未来核电站中的潜力

核工业目前面临着核能在基荷电力生产方面保持和继续生存、以及核能渗透到其它领域能源市场尤其是在氢的经济性方面的双倍挑战。本文表明，在今后几十年内，水冷反应堆尤其是轻水堆(LWR)仍将是基荷电力生产的中流砥柱。第四代反应堆堆型可能在约30年内进入市场，使其成为能与轻水堆相竞争的、或者作为轻水堆的一种补充渗透到新的能源市场，例如氢的生产和，或拓展铀资源。本文也讨论了与赢得公众接受新一代核能建设有关的问题。     

2022年国外新型核电反应堆发展动向

<正>在能源危机凸显以及气候问题严峻的背景下，核电成为各国发展安全独立能源的焦点。2022年，小型模块化反应堆、先进压水堆、热管型反应堆以及第四代反应堆等新型核电反应堆技术发展迅速，应用进展显著。多个小型轻水堆和先进大型压水堆项目发展活跃，钠冷快堆、铅冷快堆等第四代反应堆的研究和建设也有多项突破。     

连续监测反应堆一回路冷却剂向二回路泄漏的一种新方法

介绍了一种新的探测反应堆一回路冷却剂向二回路泄漏的方法——~(16)N测量法。在中国原子能科学研究院重水堆一回路取样管上的试验表明,这种方法探测灵敏度比目前常用的总γ方法高,其探测器能在2.58×10~(-10)C/(kg·s)级的γ场中正常工作,系统破损事故发生后,其定位性能好。这种方法可用来监测水堆(轻水堆或重水堆)的一回路冷却剂向二回路系统泄漏,特别适合核供热堆以及其它中间回路系统容量较小的堆型。     

核反应堆系统的故障诊断

故障的早期诊断能提高核反应堆的安全性和可靠性。本文介绍压水堆吊兰振动、沸水堆固有噪声源、快堆钠沸腾和反应堆稳定性等过程诊断,以及主泵故障、堆内脱落部件、冷却剂泄漏和泄压阀开度等设备诊断。     

小型低慢化轻水堆的设计

低慢化轻水堆是革新型轻水堆之一，是在现有轻水堆技术的基础上，通过钚的多次循环，实现铀一钚资源的有效利用．通过燃料的高燃耗长期运行，以降低放射性废物的发生量等：．日本原子能研究所在实现轻水堆利用的长期化这一背景下，作为未来型轻水堆     

热管冷却反应堆的兴起和发展

热管冷却反应堆采用固态反应堆设计理念，通过热管非能动方式导出堆芯热量。本文总结了热管冷却反应堆的概念初创、积极探索、重大突破的发展历程；分析了热管冷却反应堆的技术特点，包括固态属性、固有安全性高、运行特性简单、易于模块化与易扩展和运输特性良好等核心优势；归纳了热管冷却反应堆中热管性能、材料工艺、能量转换等技术现状，并提出热管冷却反应堆进一步发展将面临的材料、制造工艺、运行可维护性等挑战，从而明确了热管冷却反应堆未来的发展趋势，为革新型热管冷却反应堆技术的发展与应用提供良好的方向指引。总体而言，热管冷却反应堆在深空探测与推进、陆基核电源、深海潜航探索等场景中具有广阔的应用前景，有可能成为改变未来核动力格局的颠覆性技术之一。      

研究堆运行许可证有效期延续申请审查策略

生态环境部第8号令《核动力厂、研究堆和核燃料循环设施安全许可程序规定》对核动力厂、研究堆和核燃料循环设施运行许可证件延续事项作出了新的规定。为推动我国研究堆老化管理标准体系建立,分析了我国研究堆延寿审查策略发展历程,结合高通量工程试验堆等研究堆运行许可证有效期延续申请审查工作中的几个关键问题,提出了以定期安全审查为主、重点依据老化管理并兼顾技术规格书审查及差异性审查的审查策略,研究成果为我国研究堆老化管理法规标准的建立提供了实践经验及理论指导依据。      

商用压水堆核燃料研发进展与应用展望

压水堆（PWR）是目前核电厂反应堆的主力堆型,而核燃料是反应堆的能量源泉和放射性裂变物质的主要来源,关乎核电厂的经济性和安全性。本文对当前国际上面向商用PWR应用研发的掺杂UO₂燃料、高铀密度燃料、微封装燃料和金属燃料的性能特点、技术状态及前景进行了归纳和评价。在掺杂UO₂燃料中,大晶粒燃料具有较高的技术成熟度,将在PWR实现大规模商用;高铀密度燃料和金属燃料在高温水腐蚀氧化问题以及事故下的行为仍待研究解决;具有极致安全的微封装燃料更适合特殊用途的小型反应堆。应协同开展先进燃料组件设计、建立设计准则以及研发高保真的性能分析技术等,以充分发挥新型燃料的可靠性及高燃耗优势。      

Nuclear power technologies at the stage of sustainable nuclear power development

It is not simple to solve the problem of competitiveness of nuclear power technologies in evolutionary upgrading the conventional nuclear power plants (NPP) such as light water reactors (LWR), which requires high expenditure for safety. Moreover, the existing LWRs cannot provide nuclear power (NP) for a long time (hundreds of years) because the efficiency of use of natural uranium is low and closing the nuclear fuel cycle (NFC) for those reactors is not expedient.The highlighted problem can be solved in the way of use of innovative nuclear power technology in which natural uranium power potential is used effectively and the intrinsic conflict between economic and safety requirements has been essentially mitigated.The technology that is most available and practically demonstrated is the use of reactors SVBR-100 — small power multi-purpose modular fast reactors (100 MWe) cooled by lead-bismuth coolant (LBC). This technology has been mastered for nuclear submarines’ reactors in Russia.High technical and economical parameters of the NPP based on RF SVBR-100 are determined from the fact that the potential energy stored in LBC per a volume unit is the lowest.The compactness of the reactor facility SVBR-100 that results from integral arrangement of the primary circuit equipment allows realizing renovation of power-units LWRs, the vessels’ lifetime of which has been expired. So due to this fact, high economical efficiency can be obtained.The paper also validates the economical advantage of launching the uranium-fueled fast reactors with further changeover to the closed NFC with use of plutonium extracted from the own spent nuclear fuel in comparison with launching fast reactors directly with on uranium-plutonium fuel on the basis of plutonium extraction from spent nuclear fuel of LWRs.     

数值反应堆的研究现状与发展建议

数值反应堆技术是基于多物理紧耦合的高精度、高分辨率、高置信度的高保真数值模拟技术,其目的是实现核反应堆内物理现象的精确数值呈现和分析,大幅度提高核反应堆的设计能力和安全运行能力,用数值技术驱动核能技术的快速发展。本文总结了国内外数值反应堆技术的研究现状,提出了数值反应堆技术的发展建议。     

超临界水冷堆国内外研发现状与趋势

从我国核能长期发展的需求来看,研发第4代新型核能系统将确保核能的长期稳定发展。作为6种第4代未来堆型中唯一的水冷堆,超临界水冷堆具有经济性、延续性及可持续性等诸多综合优势,是国家水冷堆核电技术路线进一步发展的必然选择,也是清洁能源科学和技术领域基础研究国际竞争与合作重要的前沿与热点之一。本文将分析超临界水冷堆的技术特性及它在我国核能长期发展战略中的地位,总结国内外超临界水冷堆的研究现状与发展趋势,提出中国超临界水冷堆的发展方向与路线图。     

启明星Ⅱ号双堆芯零功率装置

启明星Ⅱ号是针对我国新型先进核能系统基础性研发及工程化设计验证而研制的双堆芯零功率装置。启明星Ⅱ号拥有两个堆芯，水堆堆芯侧重于开展热中子能谱环境下的原理性验证实验研究，铅堆堆芯侧重于重金属冷却的快中子反应堆及加速器驱动的次临界系统（ADS）等先进核能系统的中子物理特性实验研究。启明星Ⅱ号通过一套仪控系统实现了两个堆芯的集成化控制和测量数据采集，每个堆芯均配备了多套非能动安全停堆系统，固有安全性强。在启明星Ⅱ号上获取了多种堆芯的基准性临界实验数据，可为我国轻水堆的技术创新、重金属冷却反应堆工程化设计及新型核能系统的集成研发提供支持。     

“玲龙一号”反应堆研发关键技术

模块式小型反应堆（SMR）是一种新型的核能系统。“玲龙一号”反应堆（ACP100）是我国完全自主创新的多用途模块化小型压水反应堆。本文介绍了ACP100的研发过程、堆芯设计和安全设计的主要特点,主要包括堆芯核设计、热工水力设计、安全设计理念、固有安全设计、事故应对策略等关键技术。ACP100反应堆通过基于全非能动的设计理念以及确定论与概率安全评价相结合的设计方法,极大地提高了安全性,超过了三代核电安全标准要求。      

中国快堆及先进核燃料循环体系发展战略思考

中国是世界上最大的发展中国家，能源消耗位列世界第一。为实现社会、经济的可持续发展，确保能源供应安全和降低环境压力，大力发展包括核能在内的清洁能源是能源发展战略的必然选择。目前，中国的核能经过近30年的发展取得了长足进步，但在能源体系中依然占比很小。鉴于中国的铀资源总体储量有限，仅靠热中子反应堆支撑核能作为主力能源发展难以实现。快堆具有资源利用率高、固有安全性好等优点，配以先进核燃料循环系统，可实现核能的大规模、可持续、环境友好的发展。其中，快堆的发展应遵从先增殖、后嬗变的路线，燃料方面在经过氧化物陶瓷燃料后应尽快过渡到金属燃料；后处理方面初期主要通过水法处理压水堆乏燃料，为快堆提供初装料，后续要尽快实现干法后处理，以缩短增殖燃料的倍增时间和提高整个体系的经济性；同时，还需要同步发展高放废物的处理处置技术。在快堆和先进核燃料循环体系的支撑下，我国的核能能实现在千年量级上作为主力能源发展。