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     

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”     

日本下一代轻水堆开发项目

【日本《原子能视野》2008年第1期报道】日本经济产业省于2007年9月与本国电力公司及开发商达成协议,决定自2008年着手开发下一代轻水堆。时隔20年,日本政府再度将轻水堆开发纳入国家项目,并将下一代轻水堆的开发项目作为日本核电产业发展的重点。日本不仅计划在2030年前后以下一代轻水堆替代国内核电机组,而且还瞄准国际市场,拟研发符合国际标准的轻水堆。     

国外后处理厂简介

【英国《化学、生物、辐射和原子事件军事记录})l 986年了月号报道】: 一、一些主要民用后处理厂处理动力堆姗料的能力‘”国家厂反应堆燃料类型(“,运行年代年处理能力(MTU/a)埃塞萨莫尔雷森迪阿格杯提取厂UPZ氧化物(坎杜堆)氧化物(轻水堆)氧化物(轻水堆)金属(镁诺克斯堆)氧化物(轻水堆)氧化物(轻水堆)氧化物(轻水堆)金属〔镁诺克斯堆)氧化物〔轻水堆)氧化物(轻水堆)氧化物(坎杜堆)氧化物(坎杜堆)氧化物(坎杜堆)氧化物(轻水堆)氧化物(轻水堆〕氧化物(坎杜堆)金属(镁诺克斯堆)氧化物(轻水堆和改进型气冷堆)1988?1992?198,19巧7一86197619…     

日本90年代的轻水堆设计

【英国《国际核工程》1983年6月号第46页报道】日本核能发展的长远战略目标(基本上是轻水堆、钚燃料再循环热堆以及21世纪的商用快中子增殖堆)大体上不变,但由于快中子增殖堆的发展速度放慢(快堆商用化的时间推迟到2010年),轻水堆所起的作用将要比预料的时间长一些。根据对90年代电力需求的预测,日本的轻水堆供应商、海外合作者及电力公司当今     

日本打算加速发展自己的轻水堆技术

【日本《日刊工业新闻》1980年8月13日报道】日本通产省正在进一步加速发展本国的核发电技术,其方针是要摆脱对美国的依赖,走向独立,象西欧各国一样,发展具有自己特色的核发电技术。日本通产省计划把轻水堆标准化(包括堆芯部分)。在努力发展高效率、安全可靠、大功率的“日本型”轻水堆的同时,利用日     

韩国斗山重工开始一系列机组的建设工作

【《印度时报》2007年9月8日报道】一位印度顶尖核科学家说，印度不需要依靠美国的轻水堆技术，印度科学家有能力自主建设轻水堆。     

核电站堆型

随着核电站商业化和标准化进展,七十年代以来逐步形成了以已经商用的轻水堆、重水堆以及即将发展成为商用的高温气冷堆和快中子增殖堆为主要堆型。从核电装机容量统计,轻水堆的核发电量约占80％,其次是重水堆和气冷堆,纳冷快中子增殖堆虽然目前发电容量还     

轻水堆核电站主冷却剂泵的发展动向

轻水堆主泵有屏蔽泵、湿电机泵和控制泄漏泵(轴密封泵)等,通过对这些泵的分析对比,说明了未来轻水堆主泵的发展动向。     

高性能轻水堆

【《欧洲核能综览》2000年1～2月刊报道】 市场持续不断地要求提高轻水堆经济性和效率,这导致热力学超临界范围的轻水堆概念的提出。在一种一次循环概念中,水以液态进入反应堆而流出的则是高压水蒸汽,这可能简化反应堆的设计。 由研究院和厂商的高级专家组成的小组将详细研究高性能轻水堆(HPLWR)的优点,HPLWR效率可望达到44%,能量密度很高。研究结果也将有利于现有轻水堆技术的改进。 HPLWR项目总体目标是评估运行在热力学超临界区域的高效轻水堆的优点和经济可行性,以明确HPLWR是否可以作为核电厂的选择。 其它目标有:研究高温环境…     

中国先进研究堆安全设计

中国先进研究堆(CARR)是一座轻水冷却和慢化、重水反射的池内簟式研究堆。额定核功率为60MW。堆芯装载21盒燃料组件,芯体材料为U_3Si_2-Al_x弥散体,包壳材料为6061铝。CARR具有堆芯小、热流密度高和流速高等特点,使得CARR的安全设计难度很大。本文详细介绍了CARK设计中采取的安全措施,如ATWS缓解系统、足够大的主泵转动惯量、足够的自然循环能力和靠UPS供电的随堆运行的应急堆芯冷却系统等。事故分析结果表明,CARR具有很高的固有安全性,采取的安全措施是有效的。     

核电厂烟羽应急计划区划分方法研究

结合不同类型反应堆的安全特性,对不同的烟羽应急计划区(PEPZ)划分方法进行对比分析,然后依据反应堆类型进行系统归类,提出不同堆型所适用的烟羽应急计划区划分方法,最后以我国的模块式高温气冷堆示范电厂(HTR-PM)为例进行划分方法的初步应用。初步研究结果表明,HTR-PM在厂址边界处满足烟羽应急计划区的划分准则,相对于目前的大型轻水堆,可以明显减小其烟羽应急计划区。     

低温核供热堆热网回路的辐射安全评价

本文主要介绍低温核低热堆为防止放射性物质进入热网回路的安全措施，在正常和事故工况下热网回路水中的放射性水平及其对用户所受最大可能剂量的估计。结果表明，即使在发生概率极低的最严重事故条件下，热网回路水最大可能达到的放射性核素浓度也比天然水的本底浓度低１个量级，足以保证广大用户的安全。     

FRAP-T6: A computer code for the transient analysis of oxide fuel rods

The FRAP-T6 computer code was developed to model the transient performance of light water reactor fuel rods during reactor transients ranging from mild operational transients to large break loss-of-coolant accidents. The code models all of the thermal, structural, and chemical phenomena needed for the complete evaluation of light water reactor fuel rod performance. The code was developed using rigorous quality assurance procedures and a large assessment data base. The results of assessment show that the code accurately models the response of light water reactor fuel rods.     

压水堆核电站安全注入试验期间执行机构拒动和误动的干预对策分析

安全注入试验是压水堆核电厂热试期间涉及范围最广、风险最高的试验。试验程序要求在热停平台通过快速开启蒸汽排放阀模拟二回路破口触发安注信号,验证反应堆跳闸,安全壳隔离,安注执行机构动作,并对开盖冷试期间调整的安注流量进行再次验证。安注信号一旦触发将导致22个系统共计234个设备真实动作,一回路被注入含硼水。任何在线错误、设备缺陷或操作失误都可能导致试验失败,甚至可能导致一回路设备损坏;同时因安全注入试验将导致核电站主回路产生一次瞬态,对一回路设备冲击极大,所以安全注入试验必须保证一次成功。为了保证试验的真实性及完整性,提高试验的一次成功率,控制试验的风险,本研究针对以往项目执行该试验时存在的一回路水位过高及设备误动或拒动的难题,对试验方案进行了优化创新。该方案成功运用于阳江3号机安全注入试验,一定程度上解决了稳压器水位过高及设备误动、拒动的难题,获得了机组安全可控且试验顺利高效的效果,达到了同行领先水平。     

天然靶制备 ~(153)Sm 照射条件研究

在重水研究堆和轻水游泳池反应堆中，对不同靶型天然丰度的１５２Ｓｍ靶照射条件进行了研究。实验结果表明：在游泳池反应堆宜于采用液体靶照射，１５３Ｓｍ的比活度比在重水研究堆中采用固体靶提高了２倍；天然钐靶照射后１５３Ｓｍ的核纯度大于９９％，满足临床治疗使用要求。     

5MW核供热堆的水化学实验研究

实验研究了５ＭＷ核供热实验反应堆的水化学特性。该堆是一体化自稳压自然循环壳式轻水反应堆，测量了一回路冷却水水质的化学成分，如溶解氧、ｐＨ值、电导率、硝酸根、氯离子、氟离子及腐蚀产物、溶解氢等。讨论了反应堆结构对水化学的影响。     

钠冷快堆换料系统可靠性研究

由于中子通量以及冷却剂运行温度高,钠冷快中子反应堆（简称钠冷快堆）的换料周期较一般轻水反应堆短。同时,换料过程中隔绝空气的要求以及换料设备本身的复杂性,钠冷快堆只能逐根进行换料,使得总的换料时间较轻水反应堆长。本文采用失效模式与影响分析、故障树分析等方法对典型钠冷快堆换料系统各部分的可靠性进行评价,获得了换料系统每次换料期间的失效概率。基于换料系统各部分失效的影响、失效概率以及恢复时间,分析了换料系统不同失效模式对反应堆运行效率的影响。     

破口大小和二回路运行状态对核供热堆自然循环断流瞬态的影响

为研究一体化布置的核供热堆在发生破口失水事故中破口大小和从中间回路排出热量减少对断流过程的影响，选用不同的破口尺寸和不同的二回路工作状态，在５ＭＷ核供热堆热工水力模拟回路ＨＲＴＬ－５上进行了实验研究。稳态运行工况的系统压力为１．５ＭＰａ，在发生小破口失水事故后，加热功率维持为额定功率的５％以模拟剩余发热情况。实验研究并比较了不同条件下压力、温度、循环流量、液位和失水量等重要参数的变化。这些实验数据为核供热堆的安全分析提供了实验依据。     

The pressurization transient analysis for Lungmen advanced boiling water reactor using RETRAN-02

A RETRAN-02 model was devised and benchmarked against the preliminary safety analysis report (PSAR) for the Lungmen nuclear power plant roughly 10 years ago. During these years, the fuel design, some of the reactor vessel designs, and control systems have since been revised. The Lungmen RETRAN-02 model has also been modified with updated information when available. This study uses the analytical results of the final safety analysis report (FSAR) to benchmark the Lungmen RETRAN-02 plant model. Five transients, load rejection (LR), turbine trip (TT), main steam line isolation valves closure (MSIVC), loss of feedwater flow (LOFF), and one turbine control valve closure (OTCVC), were utilized to validate the Lungmen RETRAN-02 model. Moreover, due to the strong coupling effect between neutron dynamics and the thermal-hydraulic response during pressurization of transients, the one-dimensional kinetic model with the cross-section data library is used to simulate the coupling effect. The analytical results show good agreement in trends between the RETRAN-02 calculation and the Lungmen FSAR data. Based on the benchmark of these design-basis transients, the modified Lungmen RETRAN-02 model has been adjusted to a level of confidence for analysis of pressure increase transients. Analytical results indicate that the Lungmen advanced boiling water reactor (ABWR) design satisfied design criteria, i.e., vessel pressure and hot shutdown capability. However, a slight difference exists in the simulation of the water level for cases with changes in water levels. The Lungmen RETRAN-02 model tends to predict the change in water level at a slower rate than that in the Lungmen FSAR. There is also a slight difference in void reactivity response toward vessel pressure change in both simulations, which causes the calculated neutron flux before reactor shutdown to differ to some degree when the reactor experiences a rapid pressure increase. Further studies will be performed in the future using Lungmen startup test data.