日本下一代压水堆（PWR）的发展

预计日本未来的能源需求将稳定增长，在我国（日本，下同）能源资源并不丰富的情况下，似乎应该考虑提高核动力发电的重要性。因此，我们考虑当轻不堆已成为普遍的现状时，从铀资源的供应和需求的近期前景看，趋于发展快增殖堆技术等，在日本，预计至少到２１世纪后半纪轻水堆在俑发电或继续保持主导地位。在这个背景条件下，日本５个ＰＷＲ公司（北海道，关西，四国，九州和日本原子力公司），和三菱重工（ＭＨＩ）已联合开始了一代     

非能动安全在压水堆设计中的应用

一、非能动安全概念 核电站的安全设计有能动与非能动之分。其区别在于是否依赖外界的电能、信号或推动力。非能动设施(包括设备和系统)没有这种依赖性。它们不会因失去外界动力或无人操作而失效。非能动设施的功能依靠状态的变化、储能的消耗或自我动作来实现。它们可能经受压力、温度、辐射、液位和流量的变化。就非能动而言,又可根据其程度上的差别分为三种。第一种,除不需要外动力外,既无移动工质,又     

大型先进压水堆APWR的设计特点

1概述 在新一代反应堆的开发过程中，为了进一步提高核电站的经济性，发电用的压水堆具有朝着单堆电功率在1500MW以上的大型化发展的趋势。APWR是日本三菱公司与西屋公司经过10多年努力共同开发的4环路大型先进压水堆核电站，其设计是在第二代压水堆技术基础上充分考虑了现有压水堆核电站的经验反馈进行的改进设计。     

欧洲型压水堆（EPR）：一种先进型压水堆（PWR）

国际核动力公司（NEI）与它的合作伙伴法马通和西门子公司在法国电力公司和九个主要德国公司小组的支持下，研制开发了EPR这种先进发展型核岛，这次的研制开发主要目标是进一步提高核能的安全性、可靠性和竞争能力，以便为世界的能源增长需求作出贡献。     

日本的改进型压水堆（APWR）

【据国际互联网报道】　改进型压水堆(APWR)是日本在轻水堆的引进及改进的过程中 ,不断发展的符合本国国情的新一代轻水堆。其研制工作是在日本的 5家压水堆电力公司 (北海道电力公司、关西电力公司、四国电力公司、九州电力公司、日本原子能发电公司 )和三菱重工业公司及美国西屋公司的合作下完成的。APWR吸收了目前压水堆 (PWR)的建造和运行方面的经验 ,在运行效率、经济性、安全性、可维护性等方面都有很大的提高。APWR的技术特点是采用 135 0 MW级大容量的高效率反应堆和谱移方式 ,同时全面采用中子经济性高的改进堆芯、高性能和…     

简化压水堆概念设计

作者认为一代核动力电站应具备如下特征：设计简化;容易运行和维护;经济且符合安全要求;公众易理解的技术。为了共同努力发展新一代的与操作者和维护人员更友好的。与其它能源生产具经济竞争力的核电站,由日本压水堆（ＰＷＲ）公共事业公司,法国电力公司（ＥｄＦ）,西屋公司（ＷＨ）,和三菱重工（ＭＨＩ）支持的日本原子力公司（ＪＡＰＣ）已着手研究将非能动技术应用于１０００ＭＷｅ功率的反应堆,日本核电站厂址有限,使其     

秦山核电厂压水堆燃料组件设计

秦山核电厂压水堆燃料组件采用无盒方形、15×15栅格、束棒控制、弹簧定位格架结构。文中列出了设计依据和要求.简述了燃料俸、定位格架,上下管座、控制棒导向管和通量测量管的结构形式、特点及功能。文章介绍了根据计算、研制、试验结果对燃料组件进行的安全分析与评价,分析表明,燃料组件的性能是满足设计要求的。最后对燃料组件提出了改进方向。     

混合慢化剂压水堆的核设计

混合（型）慢化剂压水堆（ＭＰＷＲ）与压水堆（ＰＷＥＲ）一样基本上使用相同的硬件，只是对慢化剂加以了改变。通过把慢剂从轻水改变为重水或这两种水的混合物，根据铀资源的储量，钚供给和供平衡可实现更好的资源（Ｕ，Ｐｕ）利用。在本研究中，这一种４年的超长循环的ＭＰＷＲ堆芯的可行性进行了分析，以实现电站高利用率。     

日本的下一代压水堆（APWR＋）概念

改进型压水堆(APWR)是上世纪80年代开发的，21世纪初开始了敦贺3、4号堆的建设：另外，自开始APWR开发到现在，由于社会形势的巨大变化，尤其是对核能发电经济性的要求有了很大的提高：为此，从1994年开始．日本的5家压水堆电力公司及三菱重工业公司在APWR之后，     

先进压水堆非能动安全系统研究进展

介绍了我国先进压水堆非能动安全系统研究进展及国内外先进压水堆非能动安全系统研究发展状况,指出我国非能动安全系统研究的发展方向是进行新一代1000MW级压水堆非能动安全系统的研究。     

日本压水堆的电站寿命管理

日本的第一座商用压水反应堆已经运行了30多年。因此，确保老的电站能够长期安全、可靠的运行变得日益重要。长期以来，我们也一直把这个课题作为电站寿命管理的一部分来研究．并且确信，即使对于这些经过长期运行的电站，通过正确的维修仍然可以充分保证它们的安全性和可靠性。1996年4月，国际贸易和工业部(MITI)宣布了它对电站寿命管理活动的政策、并且评价了美滨1(Mihama)压水堆、敦贺1(Trsuruga)沸水堆和福岛1-1沸水堆等3座老电站设备的完好性，作为对这项政策的回应，用户公司于1999年2月向MITI递交了所有将要达到30年运行时间的电站技术评价和长期维修方案结果的总结性报告。我们也一直致力于包括维修和更换在内的老化分析及检测技术的研究和开发，并且确定了需要解决的技术问题．这些问题的解决可以保证电站的高质量维修及其安全性和可靠性。     

田湾核电站工程概况和安全设计特点

简介田湾核电站的中俄合作建设模式和工作进展概况,叙述改进型俄式百万千瓦级压水堆核电机组（简称ＷＷＥＲ－１０００／ＡＥＳ－９１型核电机组）的安全设计特点。其中包括反应堆堆芯、主回路、安全系统以及棒它工程安全设施等方面的改进,特别是减轻超设计基准事故后果的改进措施。