国外先进轻水堆的开发状况和简要评述

本文主要对国外先进轻水堆的开发现状、发展趋势和主要核电国家(日本、法国、美国、西德和苏联)的开发情况作简单的介绍和简要评述。     

美国小型轻水堆计划

本文介绍了美国小型轻水堆的特点和研究发展计划。     

先进轻水堆核电站的用户技术设计要求

自美国电力研究所用 求文件和欧洲用户要求文件发表以来,目前已被用于好几个先进轻水堆核电站的设计,有关国家的核安全管理当局也对这些文件持肯定的态度。本文重点描述了ＵＲＤ和ＥＵＲ的文件结构,所阐述的有关安全 及所建立的主要定量安全要求,并简便介绍了有关核安全管理当局对这些用户要求文件的看法。     

一体化固有安全轻水堆

正【英国《国际核工程》网站2014年4月28日报道】一体化固有安全轻水反应堆(12S-LWR)是一种带有一体化一回路配置的1000 MWe压水堆概念。该概念将一座1000 MWe的反应堆"挤进"可制造尺寸的压力容器中,从而将大功率(具有良好的经济性)与一体化设计(具有良好的安全性)结合在一起。一体化固有安全轻水堆概念是为响应美国能源部(DOE)为核工程大学计划(NEUP)一体化研究项目(IRP)征集的固有安全轻水堆主题而提出的。一个由乔治亚理工学院领导的多学科团队正在开展相关     

高转换轻水堆

一、前言高转换轻水堆是一种转换比达0.8—1.0的堆型。它具有比现有轻水堆转换比高的特点。发展高转换轻水堆的原因是:①能有效利用现有轻水堆中生产的钚;②有助于推迟快堆商用化计划。在钚的有效利用方面,高转换轻水堆的燃料采用富集度约12%的 PuO_2-UO_2,电功率为1000MW级核电站的堆芯初期钚装载量达8t,可大量集中使用钚燃料。由于转换比高,堆芯内可生成比轻水堆更多的钚,因此有人把高转换轻水堆称之为钚的”     

微型堆闭环控制系统设计中的安全考虑

简要介绍了深圳大学改造后的微型堆双计算机联网闭环控制系统的结构以及在功率控制、安全保护等方面设计时所考虑的安全原则和采取的相应措施.这些措施包括:限制反应堆的后备反应性、采用合适的双控制棒运行方式、机控/手控的停堆与紧急停堆保障、设定了运行限值/保护系统整定值/自动停堆的条件、采用双计算机联网实时监测运行参数与数据共享等,并讨论了可能的事件及其对策.由于对关键的运行参数均采用2套独立的系统进行冗余检测,保证了保护系统的冗余与独立性,提高了控制系统的安全可靠性.     

线性化模型在压水堆堆芯系统稳定性分析中的应用

对压水堆堆芯系统动力学的非线性模型进行微小摄动下的线性化处理,得到了线性时不变系统模型。对该模型进行了仿真实验验证,表明该模型在小扰动情况下能够很好地近似非线性系统。基于李雅普诺夫第一方法,利用该模型对压水堆堆芯系统进行稳定性分析,得到了令人满意的结果。     

AC—600反应堆结构概念设计

本文简要地介绍了 AC-600反应堆结构的概念设计,包括:堆芯部件、堆内构件、压力容器及驱动机构的设计情况。     

CARR堆二次冷却水系统设计

中国先进研究堆二次冷却水系统的功能是将反应堆冷却剂等系统中的热量传输给最终热阱.介绍了二次冷却水系统的功能、运行工况、系统组成和流程,并对系统设计参数、二次冷却水水质处理及系统的控制与监测进行了分析.系统设计合理,符合相应核法规及规范要求.     

核电站大修反应堆水池充水后水质浑浊原因分析

介绍了核电站机组大修过程中反应堆水池水质浑浊现象,分析了产生反应堆水池浑浊的可能原因,提出了处理措施。     

5MW低功率堆固有安全性研究

理论计算和堆上试验表明,5MW 低功率堆(LPR)具有较好的固有安全性。在失去外电源事故停堆工况下,靠本身自然循环和大水池的储热能力,不依靠任何其它安全设施就可导出堆芯余热,保证反应堆的安全。     

研究堆应急电力系统设计

介绍了由单相40kVA和三相160kVA不间断电源、蓄电池、配电系统所构成的研究堆应急电力系统的设计原则、系统构成及性能、运行方式.对研究堆应急电力系统分析表明,本系统满足研究堆正常运行、预计运行事件和事故工况下对应急电力系统的需求.     

压水堆乏燃料干法贮存技术应用研究

介绍了国际上乏燃料干法贮存技术的产生背景以及技术发展历程,总结了国际上各种乏燃料干法贮存技术特点并进行了归类。鉴于我国压水堆乏燃料离堆贮存的需求,分析了国际上广泛应用于压水堆的三类乏燃料干法贮存技术的技术特点。最后基于我国核电厂乏燃料管理的现状,提出了我国压水堆乏燃料干法贮存在近期和远期的技术选择建议。     

Preliminary study of parameter uncertainty influence on Pressurized Water Reactor core design

Sub-channel analysis can improve the accuracy of reactor core thermal design. However, the important initial parameters contain various uncertainties during reactor operation. In this work, the Sub-channel Analysis Code of Supercritical reactor (SACOS) code, which is also applicable for Pressurized Water Reactor (PWR), was used to study the coolant flow characteristic and fuel rod heat transfer characteristic of 1/8 assembly which has the maximum linear power density in 300 MWe PWR core firstly. Then the Wilks' method and Response Surface Method (RSM) were utilized to determine the influence of sub-channel input parameters uncertainties on the highest temperature of reactor core fuel rod and Minimum Departure from Nucleate Boiling Ratio (MDNBR). The results show that in the most conservative conditions, the maximum temperature of the fuel rod and MDNBR were 2167.4 °C and 1.08, respectively. Considering the uncertainties of assembly inlet flow rate, inlet coolant temperature and system pressure, the 95% probability values (with 95% confidence) of fuel rod maximum and MDNBR calculated using response surface methodology were 2144.0 °C and 1.6, while they were 2137 °C and 1.74 calculated by Wilks' approach. Results show that the uncertainty analysis methods can provide larger reactor design criteria margin to improve the economy of reactor. Furthermore, the code was developed to have the capacity to perform the uncertainty study of sub-channel calculation.