国际革新与安全反应堆的蒸汽发生器

IRIS(国际革新与安全反应堆）是一种轻水冷却、335MWe动力堆，一个国际联盟正进行设计，它是美国能源部（DOE）NERI项目的一部分。IRIS的特点是具有一体化的压力容器，它容纳了反应堆的所有主要冷却剂系统部件，包括堆芯、冷却剂源、蒸汽发生器和稳压器。这种一体化设计取消了大的冷却剂管路系统，因而消除了大破口失水事故（LOCAs），并去掉了一些独立部件的承压壳及其支撑。另外，IRIS被设计成长寿命堆芯并增强了安全性，以达到美国DOE对第四代反应堆定义的要求。反应堆压力容器内置蒸汽发生器的设计，是一体化IRIS概念开发的一项主要设计尝试。本文的主题是正在进行的蒸汽发生器的有关设计活动。     

国际革新与安全反应堆的稳压器设计

IRIS——国际革新与安全反应堆，是具有革新性质的、一次系统一体化反应堆(IPSR)，它能满足第四代反应堆路线研究中考虑的大部分要求.各种IPSR概念的特点都在于，整个一次系统容纳于一个压力容器内，其中包括蒸汽发生器和稳压器。其挑战之一是开发安置在压力容器上封头内的内置稳压器引出的许多值得关注的技术问题。本文论述了与内置稳压器相关的技术难题，叙述了专为这些任务而开发的数学工具和设计计算方法，并给出了所采用的覆盖热工水力设计和制造问题的解决方案。     

韩国监管机构为一种小型堆设计颁发许可证

【本刊2012年8月综合报道】韩国核安全与安保委员会(NSSC)于2012年7月4日为一种一体化小型堆设计即SMART颁发了标准设计合格证。SMART是一种韩国本土设计的一体化小型压水堆,8个螺旋管式蒸汽发生器、4台反应堆冷却剂泵和稳压器等大型一回路设备均     

稳压器动态模型

稳压器是核电站中普遍采用的用于补偿由于负荷瞬态引起的正、负波动。基于控制反应堆主回路压力的目的．稳压器需要维持水和蒸汽在饱和状态下的平衡。本文主要针对稳压器的特点提出了稳压器的三区模型并进行了相应的验证计算。     

SMART一体化模块式先进反应堆研究进展

SMART是由韩国原子能研究所自主开发的一体化模块式先进压水堆，目前的计划是设计一座用于海水淡化兼作发电的、堆芯热功率330MW的反应堆及海水淡化应用系统。本文介绍了SMART一体化反应堆近年来研究与发展的状况和进展。     

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％。     

用于浮动核电站的一体化核反应堆蒸汽供应系统

本文描述了用于小规模浮动核电站的提高安全性的一体化反应堆装置的概念设计结果，浮动核电站大多数以准备运行的状态被转运至运行场址，它们被设计用于边远地区和不易接近地区提供电源，核蒸汽供应系统（ＮＳＳＳ）的示意流程图，设计布局和反应堆装置，以及基本的技术规范作了一个整体描述。     

500MW重水堆电站一台主泵停运后的瞬态分析

与早期的220MW重水堆相比，印度目前的500MW重水堆呈现了许多新的特性：为了评价这些新特性，如由两条回路、四台主循环泵和四个堆芯通道构成的主热循环系统，以及与主热循环系统相连的稳压器和给水、泄放系统之间的安全相关性，仿真模型的建立和瞬态分析是非常必要的、为了减少500MW重水堆主热循环系统体积膨胀和收缩以及避免瞬态过程中出现较低或者较高的压力，主热循环系统的压力控制系统由一个30m^3的稳压器以及与之相连的给水、泄放系统构成。一台主循环泵停止运行之后，另一条环路上相应侧的主循环泵也停止运行，在瞬态过程中反应堆功率阶跃下降。停止完好环路相应的主循环泵是为了避免造成两条环路流量和压力分布出现不对称。这就需要一个详细的瞬态分析来研究各个系统以及诸如稳压器、给水、泄放系统等辅助设施对于减轻事故后果所作的贡献。在质量守恒方程、动量守恒方程，能量守恒方程和状态方程的基础上，建立了500MW重水堆的所有主要部件和辅助系统的数学模型。所有相关的控制系统也都建立了模型，主热循环系统包括带有核燃料的反应堆堆芯、主循环泵以及由给水、泄放系统和稳压器组成的压力控制系统。除了各种蒸汽循环设备，二次侧系统主要包括蒸汽发生器、蒸汽发生器水位和压力控制部分。所有这些模型综合构成电站瞬态分析的计算程序。目前，已经采用该程序对某些瞬态进行了研究，以验证各种设计参数和控制定值。本论文研究了阶跃降功率和缓慢降功率两种情况下主热循环系统的详细数学模型，以及一台主循环泵瞬态时的参数变化。在反应堆功率缓慢下降的情况下，主冷却剂在蒸汽发生器传热管两端的温差很大，这可能被反应堆调节系统误判（认为是一个非常高的功率），由于高温差（蒸汽发生器传热管两端）信号而导致反应堆停闭。根据瞬态研究分析结果，为了使反应堆功率以较快的速度下降，避免出现高温差信号，建议采取阶跃降功率操作。     

俄罗斯别洛雅尔斯克核电站简介

过去40年，我们开发了两个全新的高科技领域：水冷石墨慢化反应堆的核蒸汽供应系统（Nuclear Steam Supply System，NSSS）和液态金属冷却快中子增殖反应堆（FBR）。     

一体化反应堆高效盒式蒸汽发生器

一体化反应堆采用盒式直流蒸汽发生器。蒸汽发生器由一个个独立的盒子组成并布置在反应堆容器与堆芯吊篮之间。一体化堆设计专项开发表明，已使用过的蒸汽发生器的特性在相当程度上证实了它们在技术上的可实现性。本文介绍的这咎蒸汽发生器。相对于已知的蒸汽顺来说，其综合性能和热工水力特性都有很大改进。这种蒸汽发生器的高性能使得开发６００ＭＷｅ的核电厂一体化反应堆成为可能。     

蒸汽发生器管子降质机理对安全的意义

蒸汽发生器（SG）管柬是反应堆冷却剂压力边界（RCPB）的一部分。这也就意味着必须保持管束的完整性。然而，运行经验表明：蒸汽发生器管子会出现各种降质。这些管子降质可能导致SG管泄漏或破裂，进而通过蒸汽发生器使一回路系统的冷却剂损失，由此提供了直接通向一回路系统外部环境的途径。本文将介绍和分析几种主要SG管子的降质，从而评估这些降质在SG管子完整性方面的安全意义。     

一体化反应堆非能动余热排出系统中的两相自然循环与传热

在整体事故模拟试验（VISTA）装置上进行了一体化反应堆非能动余热排出系统（PRHRS）的热工水力和自然循环特性研究,将试验研究结果与最佳估算系统分析程序SMART的计算结果进行了比较。VISTA装置由一次系统、二次系统和PRHRS组成,模拟了设计验证程序SMART。试验结果表明：在PRHRS回路中的流体非常稳定。当热交换器淹没在应急冷却水箱（ECT）水中时,PRHRS热交换器能很好地完成其功能,排出来自一次冷却回路侧蒸汽发生器的热量。随着PRHRS的运行,衰变热和焓热从一回路充分地排出。SMART程序预测的在PRHRS中的自然循环特性相当好。从计算结果可以看出,PRHRS热交换器通过冷凝传热可以排出来自一次系统的大多数热量。     

美国能源部将资助新型反应堆研究

美国能源部最近将投入3000万美元用于先进反应堆研究。能源部的先进反应堆示范计划(ARDP)通过激励企业与美国工业分摊成本的方式,来加快先进反应堆的示范,以确保美国在全球掌握最先进的核电技术。美国能源部公布了以下5种新型反应堆,将为其提供资金,并进行更深入的研究。BWX微型反应堆。BWX技术公司是为美国开发新型反应堆技术的公司之一,是ARDP计划的一员。该公司正在开发微型反应堆,可方便地运输至离网和偏远地区,并在那里运行,可为大型项目提供电力。该反应堆预计到2030年完工,采用高温气体设计和铀氮化物燃料,可产生约50 MW的热能。     

蒸汽发生器管子完整性的审批基础以及近期运行经验

压水堆（PWR）蒸汽发牛器薄壁管的总传热面积超过50％的反应堆冷却剂压力边界（RCPB）。在正常运行和事故条件下,这些管子的完整性很重要。这是因为一旦这些管子损坏（泄漏或断裂）则会造成放射性裂变产物泄漏到环境中,如果损坏是由于失水事故（LOCA）或主蒸汽管道破裂所致,则会使系统响应复杂化。 简要介绍了为管理蒸汽发生器运行、保证满足反应堆冷却剂压力边界完整性而专门开发的各种管理要求。还介绍了各种形式的管子降质和核管会（NRC）涉及这方面蒸汽发生器的近期运行经验。论述的管子降质形式包括：管子与堵头一次侧水应力腐蚀（PWSCC）、管子外表面晶间腐蚀（IGA）／应力腐蚀（SCC）、微振磨损／机械磨损、高周疲劳。还讨论了近期已知的有关安全停堆地震（SSE）和假设的LOCA载荷的联合作用下管子倒塌的有关问题。最后,简要介绍了美国蒸汽发生器更换的情况。     

美国压水堆核电站中Alloy600压力边界结构设备的PWSCC事例分析1

压水堆核电站中镍基合金（Alloy600）反应堆冷却剂压力边界结构设备的一次冷却剂腐蚀裂纹（PWSCC）已成为人们关注的安全问题，尤其是在美国。从2000年到2002年，发现贯穿件周向裂纹、反应堆压力容器（RPV）顶盖的明显腐蚀老化已是不可否认的事实，存在由PWSCC引发的贯穿件泄漏和由泄漏造成的硼腐蚀会导致压力边界破损的可能性。[第一段]     

可使船用反应堆更紧凑的屏蔽设计

安装在早期核船上的船用反应堆需要在安全壳外安装一个二次屏蔽。该屏蔽占据了反应堆装置的大部分重量和空间，已经设计出一种称为MRX（船用反应堆X）的先进型船用反应堆，它更紧凑，重量更轻，安全性更强，MRX是一种新型的船用反应堆，是一种采用充满水的安全壳的一体化压水堆（蒸汽发生器安装在压力容器内），它采用一种新的屏蔽设计方法，不必安装二次屏蔽。因此与早期船上的反应堆相比，MRX在重量上要轻得多，在体积上要紧凑得多，例如，MRX安全壳的设备重量和体积约是在重量上要轻得多，在体积上要紧凑得多，例如，MRX安全壳的设备重量和体积约是核船陆奥的50%和70%，而MRX的功率却是陆奥反应堆的2.8倍，屏蔽设计计算是利用ANISN，DOT3.5，QAD-CGGP2和ORIGEN计算程序进行的，计算的精确度已通过实验分析验证。     

SMART线性脉冲电机型控制元件驱动机构

韩国原子能研究所目前正在研究开发的系统集成模块先进反应堆（SMART）将无硼运行并采用核加热方式启堆。这种设计的特点要求SMART的控制元件驱动机构（CEDM）具有精细的运动能力，以及对反应性的精细控制具有很高的可靠性。本文介绍了一种满足一体化堆SMART设计需要的线性脉冲电机（LPM）驱动的新概念CEDM的设计特性。该线性脉冲电机的重要参数由电磁分析决定，其分析结果将在本文给出。在电磁分析时，CEDM的设计概念是可视化的，并且通过计算机上三级平壤莱检查了各部件间的干涉。设计、分析、制造并试验了一台具有双气隙、能够提升100kg的CEDM部分组件的原型机以验证设计概念的正确性。还制造了一台换流器和试验装置测试LPM的动力特性。LPM的转子由铁磁材料和非铁磁材料焊接而成并构成内外定子间的磁路。由模型分析预测的LPM的推力与原型机的实验结果符合很好，研究发现线性脉冲电机型的CEDM有很高的力密度，是一种能减少体积并能满足反应堆运行高温高压环境的、结构简单的驱动机构。     

秦山300MW核电机组全范围仿真机反应堆控制保护系统仿真

简要介绍了秦山３００ＭＷ核电机组全范围仿真机反应霍控制及保护系统的仿真，其中包括反应堆功率控制，稳压器压力与液位控制，长棒控制，停堆保护及专设安全设施等。     

垂直和倾斜下一体化反应堆自然循环特性研究

为了研究一体化舰船反应堆自然循环的热工水力特性，用SMART的比例试验设备进行了基本的单相自然循环实验，并发展了RETRAN．03／INT程序。在垂直和倾斜状况下．观察了通过8台蒸汽发生器（SG）的流动分布和下降管热交混情况。发现给水隔离并没有加强蒸汽发生器出口温度分布的不均匀。倾斜状况下，结果显示了与倾角相关的典型流动特性。由于热驱动压头的增大使得处在上升位置的蒸汽发生器的流速增大，因此，出口温度也提高了。理论分析和实验结果达到了很好的一致，同时可以肯定地说RETRAN-03／INT能够很好分析一体化反应堆的三维现象。     

区域能源堆REX-10核概念设计

致力于研究下一代核电的区域能源研究所（RERI）准备开发一种集发电、配电、输送于一体的小型电力系统,其中电力由一种环保型并且性能稳定的小型反应堆获得。新设计的REX-10（10MW热功率的区域能源堆）能维持系统的安全,可以为高人口密度区或岛屿提供电力。其设计目标包括固有安全、无扩散和经济高效。为了达到高安全性而采用了自然循环、池式压力壳和低运行压力（2iPa）的设计。另外,为了达到无扩散的目标,采用钍燃料循环,在20年寿期内不用换料;此外,为确保经济高效而采用无人操纵的自动控制系统。针对区域能源堆而对系统压力和容量进行了适当的修改,确定运行压力为2MPa、热功率为10MW。在REX-10的设计中,主要的研究项目是围绕着自然循环、蒸汽．氮气稳压器和钍燃料循环展开。由区域能源堆设计特性出发,引入了固有安全和非能动系统,采用自然循环系统和蒸汽．氮气稳压器自稳压运行。