中国核电规划与先进堆

本文论述了在制定中国核能长期规划时,研究世界先进堆技术发展趋势的必要性.作者认为,下个世纪热堆电站将还会有一个相当长时期的发展阶段。而在下世纪初,第二代核电站可能形成一种新的潮流,这些新一代先进堆都具有固有安全和非能动安全特性的设计新概念.其中最有希望的是 AP-600和 MHTGR。中国专家们正在严密注视和紧紧跟踪这两个方向.     

快堆在我国未来核电事业发展中的战略地位

根据到下世纪中(2050年)我国能源和电力需求预测,分析了快堆在我国未来核电事业发展中的战略地位。     

我国的快堆技术发展和实验快堆

随着我国核电技术的发展,自主研制钠冷快中子增殖堆十分必要。本文介绍了我国在研究开发快堆技术方面的历史和实验快堆的设计原则、设计简介和安全特性。     

我国发展先进小型轻刊反应堆的一些思考

文章介绍了先进小型轻水堆发展历史和基本特点;提出了在我国开展先进小型轻水反应堆研究和应用的建议和策略。先进小型压水堆主要面对非主干网电力系统,可以比较经济和高效地替代中小型火电机组,因此可以作为节能减排的重要补充手段。先进小型轻水反应堆在安全性和经济陛上的特点扩大了核能在新兴工业国家和发展中国家的市场,可以成为我国核电设备出口的重要组成部分。     

中国先进研究堆事故源项分析

研究建立了中国先进研究堆（CARR）在事故工况下放射性核素从燃料芯块向环境释放的数学模型。根据CARR初步事故分析结果，对可能导致放射性向外界释放的5种事故工况（小破口失水事故、换热器传热板破裂事故、重水回路管道破裂事故、燃料操作事故、冷却剂流道堵塞事故）以及假想的3盒组件燃料板熔化超设计基准事故进行了源项分析，分别给出了不同事故和释放途径下释放到环境的放射性核素的量，以防止事故情况下公众和环境遭受过量放射性损伤。     

中国先进研究堆（CARR）中国先进研究堆2008年度进展

2008年中国先进研究堆（CARR）工程从安装阶段全面进入调试阶段,在前期完成全部子项的土建施工和反应堆工艺系统安装工作的基础上,下半年开始进行A阶段调试,抓紧装料许可证文件的编制、审评,各项工作在三大控制下正常开展,为装料临界创造条件。     

当前核电发展动向简介

核电发展要求“更安全”、“更经济”;核电市场将从发达国家逐渐转向第三世界;核电价格将继续保持其竟争力;到2000年,核电站的的堆型不会发生重大变化。     

中国先进研究堆首次临界实验模拟计算

介绍了中国先进研究堆首次临界实验的原理、方法和步骤。在没有参考堆,未进行零功率物理模拟实验的情况下,主要利用数值计算方法对首次临界实验过程进行模拟分析,得到了燃料组件数外推以及控制棒棒栅高度外推模拟曲线等数据,预测了临界燃料组件数和临界棒栅高度。为即将进行的首次临界实验提供了必要的参考数据。     

中国先进研究堆未能停堆的全厂断电事故分析

针对中国先进研究堆(CARR)的具体结构和运行特点,考虑冷却剂所有可能的流动状态以及换热形式,利用FORTRAN程序设计语言开发了CARR瞬态热工水力计算程序TSACC.利用程序对CARR发生全厂断电事故(SBO)时控制棒不能下落,且应急冷却泵不能投入运行这一严重事故工况进行了计算分析.计算结果表明:CARR发生SBO时,在应急冷却系统故障和控制棒不能插入堆芯的严重事故工况下,堆芯功率仍然能够在冷却剂密度反馈、空泡反馈及燃料多普勒反馈等作用下降低至较低的水平,能够保证燃料元件结构的完整性,也说明了CARR具有很高的固有安全性.计算结果同时发现:在自然循环建立过程中,堆芯冷却剂流量出现了短暂的密度波流动不稳定现象.     

中国先进研究堆(CARR)上的中子散射工程

中子散射技术利用中子不带电、穿透力极强、能直接鉴别核素、较之X射线对轻元素灵敏、具有磁矩和粒子、波动二重性等特点,使之成为一种独特的、从原子和分子尺度上研究各种物质结构和微观世界运动规律的高新技术。中国先进研究堆(CARR)上的中子散射工程将充分利用中国先进研究堆为中子散射工程提供的高通量、具有冷中子源、切向水平孔道等有利条件,建造三台新谱仪,更新原有的五台谱仪,瞄准世界先进水平,建立起研究手段基本配套、基本上覆盖中子散射研究的主要领域、强调应用又具备必要的基础研究能力的中子散射设备,为生命科学、材料科学、物理、化学、地矿、环境等各种学科及工程技术方面的研究,为国防工业和国民经济的应用提供先进的中子散射技术。其最终目标是建立起符合我国国情、其综合研究能力与世界先进水平接轨的中子散射国家重点实验室,使之成为我国二十一世纪中子散射研究和应用的中心及人才培养基地。     

高温气冷堆技术的研究及发展

自1954年前苏联第一座SMW试验性核电站投运以来,核电在一些国家的电力工业中保持着重要作用。从世界核电下一阶段发展来看,重点仍是提高安全性和降低造价,主要发展的是先进的水堆技术和其他先进的反应堆技术,可以预测,高温气冷堆技术作为一种先进反应堆技术在未来的10～15年必将取得长足的发展。 高温气冷堆技术的发展和现状 气冷堆是国际上反应堆发展中最早的一种堆型,这种反应堆初期被用来生产军用钚,20世纪50年代中期以后发展成为商用核电站的堆型之一。气冷堆的发展大致可以分为四个阶段:即早期气冷堆(Magnox)、改进型气冷堆(AGR)、…     

中国先进研究堆中放系统管道应力分析与评定

中放系统的功能是将重水净化、反应堆冷却剂净化、池水净化、重水浓缩和考验回路等系统所产生的放射性废液和废树脂进行分类收集、暂存，并安全可靠地将收集来的废液和废树脂分别输送到专用槽车。主要模型图示于图1。     

中国先进研究堆氦气系统的设计

介绍了中国先进研究堆（CARR）氦气系统的方案调研、工艺流程设计、设备管道阀门布置设计和系统设计难点及特点。在系统布置设计中，采用PDSOFT pining配管软件建立该系统的三维模型，模型形象直观，既利于系统设计审查和修改，又利于现场安装工作。     

中国先进研究堆功率调节系统仿真分析

基于SIMULINK仿真平台，建立中国先进研究堆功率调节闭环系统的仿真模型，通过计算反应性扰动下的堆功率响应，了解系统的稳定特性、调节品质和闭环系统各部件对系统的影响。系统仿真表明：闭环系统不仅能很好地克服反应性扰动，又具有良好的随动特性。     

我国核供热堆的设计特性和安全概念

根据核供热应用的特点和先进反应堆的发展目标，我国的核供热堆采用新的安全原理和一系列先进技术，其中包括一体化布置、全功率自然循环、自稳压、控制棒动压水力驱动和非能动安全系统等，从而使其达到更高的安全标准，同时做到核供热站系统简化和经济上有竞争力。主要论述核供热堆设计应考虑的主要问题、设计特点和安全概念。还给出一些主要的试验和分析研究结果，以验证核供热堆的安全特性。     

对RBMK型堆安全评价的14点建议

一东西方专家国际财团在过去的整整一年中对RBMK型堆进行了安全评价,其最终评价报告认为,不可能会再次发生类似切尔诺贝利事故那样的严重核反应堆事件。此评价报告已在1994年6月10日在布鲁塞尔召开的会议上宣布。不过,该报告还说,尽管如此,“发生严重环境污染事故的危险依然     

中国先进研究堆RCS系统排水排气管道应力分析与评定

RCS排水排气管道系统的主要功能是：反应堆冷却剂系统检修时，排放系统中的冷却剂和一些气体，即作为回路系统的一个辅助系统，能够实现高位排气、低位排水的基本功能。本系统管道属于NC（S）级，质保QA3级，抗震Ⅱ类。主要模型图示于图1。     

小型堆可在美国未来的核电发展中发挥关键作用

【美国芝加哥大学网站2011年12月13日报道】美国芝加哥大学能源政策研究所(EPIC)最近发布了一项最新研究成果,即小型模块堆可在美国未来的核电发展中发挥关键作用。这项研究由能源政策研究所主任Robert