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％。     

轻水堆严重事故及可能的缓解措施

现有概率安全评价指出，常规轻水堆的堆芯熔化频率及安全壳失效，放射性大量释放的频率都是是很低的。但这些风险对于下一代先进轻水堆说是不能忽力听，近年来西方对下一代先进轻水堆的安全目标作了更高的要求，即在严重事故的条件下，仍然能保证安全壳的完整性，而无需采取应急措施，这就要求对严重事故现象可有足够的认识，以便对严重事故设置相应的缓解措施，本文简述了严重事故的物理现象，机理及可能的缓解策略，综述了这方面的     

美国已完成先进轻水堆研究的第一阶段工作

【英国《原子》1988年5月号第39页报道】美国新一代的核电站将采用先进轻水堆(ALWR),该堆第一阶段的工作(论证阶段)业已完成,并进入设计阶段。按照美国电力研究所(EPRI)计划,美国正在确定两种类型先进轻水堆的设计和性能要求: ●1100—1300MWe级大型先进轻水堆要体现对现有工艺技术的革新成就。其设计     

概率截断值对先进轻水堆核电厂应急计划区划分的影响

1997年,美国核管会（NRC）在对被动与改进型先进轻水堆的应急计划进行评估后指出,在现有的技术框架下先进轻水堆的应急计划应当保持不变,但也表明如果考虑到严重事故发生概率更低,事故的延迟时间更长,则有可能简化对先进轻水堆的应急计划要求,减小应急计划区。这意味着,如果在事故选择时不考虑低于某一概率截断值的事故,则有可能对先进轻水堆核电厂应急计划区的划分产生较大的影响。本文以AP1000核电机组为例,参考美国NUREG-0396的方法,使用MACCS程序对选取不同事故概率截断值可能产生的影响进行研究。研究结果表明,只有当概率截断值高于某些相对概率较大、而后果较为严重的事故的发生概率时,才会对先进轻水堆应急计划区的划分产生较大影响。     

先进轻水反应堆业主要求文件（ALWR—URD）中对核电厂抗震设计要求

“先进轻水反应堆业主要求文件(ALWR—URD)”的宗旨是明确美国电力公司对先进轻水堆核电厂的要求。对URD中关于核电厂抗震设计，特别是对核电厂构筑物、系统和设备的抗震分类、取消OBE地震后的抗震设计要求等方面提出的修正意见．以及对核电厂抗震裕度和地震风险评价提出的初步要求，本文作了全面的总结，在关键处浅讨了看法。供新核电厂设计中参考。     

美国发展轻水堆核电技术的一个值得注意的新动向

美国核电业为适应九十年代中期美国对电力需求的增长,提出了一个为期五年的改进轻水堆电站的研究发展计划。该计划在全面总结美国20多年来的经验教训的基础上,将提出崭新一代40—60万千瓦核电站的计划,为实现这一计划,美国各有关方面将开展空前的大协作,以使电站便于审批。建造,运行,维修,更加可靠、安全和经济。     

中国先进研究堆严重事故辐射后果研究

针对高功率研究堆建在大城市远郊区的特殊情况，提出了中国先进研究堆（CARR）严重事故辐射后果的验收准则。为进行CARR严重事故排放方案的设计，研究了不同事故排放方案下，CARR发生严重事故时的环境辐射后果。最终推荐提高反应堆大厅密封性并优化事故后密闭与排风组合排放方案，实现了CARR工程无场外应急的安全设计目标。     

先进重水堆的设计与开发——印度革新型钍燃料核反应堆

印度提出了一项立足于其丰富的铀和钍资源的核电发展规划。第一阶段建造基于天然铀和压力管技术的加压重水堆（PHWR）;第二阶段在快堆中使用从PHWR得到的钚使裂变材料增殖。考虑到印度巨大的钍资源蕴藏量,未来的核电规划将会基于^232Th-^233U燃料循环,但是对于整个燃料循环需要不断发展钍基技术。先进重水堆（AHWR）就是为了满足这个需要,它是直立、压力管式、重水慢化、沸腾轻水冷却、自然循环式的300Mw电功率反应堆。其燃料由（Th-Pu）O2和（Th-^233U）O2燃料棒组成,燃料棒束设计成能南Th转化来的^233U产生出最大的能量,并且具有负反应性空泡系数。在AHWR中采纳了成熟的压力管技术,并且应用了很多非能动特性（国际趋势）。AHWR与常规核电反应堆的显著不同之处是：它依靠自然循环带出堆芯热量,在正常运行条件下不需要泵,应用了几个非能动安全系统排出停堆工况的堆芯衰变热以及缓解假想事故工况。AHWR设计在分析和实验研究开发的反馈中不断改进,本文给出了AHWR目前设计的细节。     

透过美国核电近期热点小议核电标准

1987年在北京举行第六次太平洋沿岸地区核会议时,有几位美国专家在报告中谈到了由美国电力研究所(EPRI)组织制定的美国先进轻水堆(ALWR)计划。这次会议是在三哩岛事故发生后不久召开的,此时全世界核电事业处于低谷。为了满足2l世纪电力容量要求,EPRI认为有必要与核管会(NRC)一起工作,确定新设计必须满足的一套稳定的安全和许可证发放要求。     

“华龙一号”示范工程DCS系统设计

"华龙一号"示范工程是我国自主研发的三代核电机型,其控制系统采用全数字化仪控系统和先进控制室设计(简称DCS系统设计)。"华龙一号"首堆DCS系统设计符合国内以及国际上最新的法规、导则和标准的要求,吸收了国内多个数字化核电厂的建设和运行经验,并充分借鉴国际先进核电厂DCS系统设计理念。与二代加核电厂相比,"华龙一号"首堆工程DCS系统设计充分吸收了福岛核电厂事故后一系列的技术改进,提高了自动化控制水平,满足事故后30 min不干预的设计原则;提高了仪控设备的鉴定水平,满足0.3g地面最大加速度的抗震要求;提高了对设计扩展工况(包括严重事故工况)的防御能力,在发生严重事故且全厂断电工况下,仍能在72 h内为核电厂的严重事故缓解提供必要的监控手段。     

核废料核素价值研究

迄止21世纪初，全世界30多个国家和地区的450多座核电站在运行，为全球提供的电力超过总电力的16%。我国核电起步较晚，但到2010年，投入运行的核电机组也将超过20个。全世界已运行的核电机组绝大多数为轻水堆。因此，轻水堆电站，特别是压水堆(PWR)核电站发展中提出的问题将在很大程度上左右裂变核能的持续发展。经过多年的研究和发展，商业规模的压水堆核电站已可安全可靠、经济高效地运行。     

发展无严重事故风险核电站的曙光具有完全非能动安全冷却系统的压水堆核电站

本文提出了用自然力直接触发启动压水堆核电站一整套完全非能动的停堆安全冷却系统.这里的自然力主要是指一回路运行工况转换时由于其压力分布变化所形成的压差力.在这一系统中,当进行停堆或发生某种一回路事故工况时,相应的安全冷却系统便自然地投入运行,立即缓解事故后果,将事故时一回路释放的能量及堆芯余热非能动地排入最终热阱.在全过程中不依靠自动控制系统、能动设备及任何人为因素的介入,即可确保对堆芯余热无限期的安全冷却能力,完全避免压水堆核电站发生向环境泄漏放射性物质的严重事故,排除对核电站周围居民进行事故疏散的必要性,彻底解除公众对核电安全的疑虑.实施本文中提出的压水堆核站完全非能动停堆安全冷却系统,完全立足于采用现有成熟技术,因而在近期内即可应用于无严重事故风险新型第三代压水堆核电站的设计与对现有第二代压水堆核电站的技术改造项目.立足于现有压水堆核电站的运行经验,只要进一步采用完全非能动原则,实现固有安全,排除严重事故风险,那么压水堆核电站在近期内即能够成为电网的主要支柱,为破解全人类所面临的严酷环境问题做出重大贡献.     

轻水堆技术发展综述

本文综述目前轻水堆技术发展情况,包括轻水堆技术改进的方向,先进轻水堆的设计,各国轻水堆技术的研究和发展。     

安全经济高效的先进能源

具有第四代安全经济特性的核电应该是人们期待的先进的清洁低碳能源。高温气冷堆是当今研发的第四代核电堆型之一,但现有的设计还存在需要排除的严重的安全隐患。堆芯不熔化,不等于说不会有严重事故发生。需要吸取国外球床高温堆和柱状高温堆两种实验堆型运行的经验教训、扩展安全观念和应对安全低概率事件,确保反应堆不出现后果极其严重的放射性释放事故。当热电转换系统采用与燃气蒸汽联合循环耦合应用的技术以后,会发挥高温堆所长,更大地提升转换效率,形成一种高安全低投资和高效率的双燃料清洁能源,可用于大堆或小堆的应用环境,可满足电力系统基本负荷和调锋负荷的需要。在工程设计上采取一系列改进和创新措施,包括釆用规则床模块化及地下反应堆设计以后,可在提高反应堆核心部位安全防卫能力的同时,防范低概率事件,成为一种新的安全经济高效的先进能源。     

MELCOR程序在HTGR事故分析中的最新进展

MELCOR程序是美国NRC在安全评审中使用的一体化系统分析程序,早期主要用于轻水堆严重事故分析。近年来,该程序逐渐用于高温气冷堆的石墨腐蚀、裂变产物行为和石墨粉尘等物理现象方面的研究。本文介绍了在最新版本的MELCOR2．1程序中,针对高温气冷堆特点所进行的扩展和开发,以及MELCOR程序在高温气冷堆（HTGR）事故分析中的计算流程。     

AP600概率安全研究对系统设计改进的启示

已经完成了由西屋公司设计的中等规模的改进型非能动轻水堆电站的完整的概率安全研究（ＰＳＳ），包括一级、二级和二级。这一研究是ＡＰ６００设计进展中相互合作工作的一部分。     

CPWR640核电站严重事故的考虑

ＣＰＷＲ６４０核电站是由中国核动力学研究设计院（ＮＰＩＣ）和上海核工程研究设计院（ＳＮＥＲＤＩ）联合开发的６４０ＭＷ两环路压水堆核电站，该核电站比现有核电站更高的安全目标，严重事故管理已作为电站设计工作的一部分加以考虑，本文简要介绍了在ＣＰＷＲ６４０概念设计过程中对严重事故的考虑。     

确保安全是中国核电高效发展的关键

本文讨论了中国的核电发展、核电安全及中法合作问题。纵观历史上发生严重事故的三座核电站，都是交钥匙性的设计、供货商和运行单位三脱离的建设模式。法国采用以法国电力集团（EDF）作为AE总体工程师负全责的模式，将三者紧密组合在一起。这不仅保证了在运和在建核电站的安全，进而可从国内外核电站的运行中收集经验反馈，实行技术改造。日本福岛核电站如果采用这种模式，历史就会改写。本文还介绍了法国在保证核电安全方面的经验，使新堆型达到国际最高水平，使老的堆型尽可能向此靠拢，可以延寿到60年。     

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。     

世界核电发展趋势与高温气冷堆

核能的发展面临经济竞争力、核安全、核废物的最终处置及防止核武器材料扩散的挑战。为改善公众的可接受性 ,核电厂的安全性进一步改进。电力市场体制的非管制化改革加剧了电力技术的竞争。环境保护意识增强使核废物的处置倍受关注。 80年代中期以来发展的先进轻水堆核电厂如ABWR ,System 80 ,EPR ,AP60 0等是今后一段时期内商用核电的主力堆型。进入 2 0 0 0年之际 ,美国能源部正在规划发展第四代先进核能系统 ,目标是在 2 0 2 0年或之前 ,向市场提供经过验证的成熟的第四代核电厂技术 ,以替代美国退役的核电容量。球床高温气冷堆被认为是第四代先进核能系统的优选技术。南非ESKOM电力公司选择了球床高温气冷堆作为今后核电发展的堆型。清华大学承担设计和建设的 10MW高温气冷实验堆计划在 2 0 0 0年内临界。通过10MW高温气冷堆的建造 ,我国已形成了高温气冷堆技术的自主知识产权 ,初步具备了自主设计、制造和建造的能力