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【《日本原子》1989年3月号第4页报道】日本动力堆核燃料开发事业团(PNC)总结了日本原型先进热中子反应堆(ATR)10年的运行经验,并且累积了有关 ATR 的设计、建造和示范运行方面有价值的数据。普贤堆是一座重水慢化的轻水沸腾的压力管式反应堆,被称为第一座铀-钚混合氧化物燃料热中子反应堆。它的特点是,可采 相似文献
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【澳大利亚铀信息中心网站2004年11月报道】 在50多年的时间里,世界核工业一直在不断开发和改进反应堆技术,并且正在为迎接新型反应堆做准备。预计未来 5～20年内将建成新型反应堆。 反应堆通常被以“代”划分。第一代反应堆是20世纪50—60年代开发的,目前仅有相对较少的第一代反应堆仍在运行。现役的反应堆大部分属于第二代反应堆。第三代反应堆是本文介绍的先进反应堆。首批第三代反应堆已在日本投入运行;而且还有一些国家正在建造或准备建造第三代反应堆。第四代反应堆目前仅处于设计阶段,最早也要到2010年才能投入运行。 目前,世界上8… 相似文献
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【日本《原子能视野》2002年1月刊第18～22页报道】 日本从美国引进的轻水堆自1970～1971年陆续运营以来,逐渐谋求反应堆的大型化。目前,日本正着手开发电功率为1700 MW级的ABWRⅡ和APWR+型核电站反应堆。这些反应堆是对先前反应堆进行进一步改进与发展、是进一步谋求提高反应堆的经济性、安全性以及运行与自我维护性能的大型轻水堆。与此同时,日本还在研究开发能建在能源需求地附近的机动灵活的革新性小型反应堆、旨在有效利用资源的欠慢化能谱反应堆、旨在提高热效率的超临界压水堆、利用核热制造氢的高温气冷堆等。另外,在快中子增… 相似文献
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【法国原子能委员会网站2003年9月报道】自从20世纪50年代民用核反应堆诞生以来,世界上的核电反应堆经历了很大的发展和变化。第一代反应堆集中了世界上(主要是美国、俄罗斯、法国、英国)建造的首批原型堆。目前正在运行的是第二代反应堆。主要有美国、欧洲、日本的压水堆(PWR)和沸水堆(BWR);俄罗斯设计的轻水堆(VVER);东欧国家的压力管式沸水堆(RBMK),以及加拿大和印度的坎杜重水堆(CANDU)。第三代反应堆已做好建造的准备。实际上,日本已经建造了2台机组(柏崎·刈羽6号和7号)。根据需要和各国的情况,2010～2015年期间,第三代反应堆… 相似文献
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【英国《国际核工程》2002年10月刊报道】近来,受降低资本成本和提供网外电力的愿望所驱使,人们对小型和简单的核发电和供热机组的兴趣似乎有所回升。自20世纪50年代核动力发电问世以来,反应堆容量已从60MWe增大到超过1300MWe,并相应形成规模经济。但同时也制造出数百个较小的反应堆服务于海军和用作中子源。当今,开发较小机组成为一种趋势,部分归因于大功率反应堆总投资过高。这些反应堆可以单独或作为一个较大联合体的模块建造,容量可随需求增长而增加。规模经济可从堆的数量上体现。目前在偏远地区开发小型机组也成为一种趋势。一般来… 相似文献
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【日本《原子能视野》2005年10月刊报道】日本核燃料循环开发机构(以下称“循环机构”)一向重视与美国、法国等国开展核能研究合作,并通过这些国际合作积极推进快增殖堆(FBR)循环的研究开发。下面就FBR循环开发国际合作的现状进行简要介绍。1.多国间的合作(1)与第四代反应堆国际论坛(GIF)的合作2000年1月,美国能源部(DOE)组织召开了第四代核反应堆国际研讨会,以此为契机,各国开始以在21世纪上半叶实现商用为目标就下一代核电技术开展国际研发合作。为了确立合作机制,各国成立了第四代反应堆国际论坛(GIF),并于2002年12月制定了第四代… 相似文献
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【欧洲核学会《核新闻网》 1 998年 1 2月2 2日报道】 俄罗斯政府已批准新的核动力发展计划 ,根据该计划 ,到 2 0 0 5年俄将至少新建或开建 6台核电机组。俄罗斯核学会一发言人说 ,该计划已得到政府的批准 ,“没有任何意外发生”。计划的主要内容如下 : ● 进一步提高现有机组的可靠性和安全性 ,以便使许可证展期。 2 0 0 5年以前 ,俄罗斯第一代反应堆 (在 1 971年和 1 975年之间投入运行的反应堆 )中没有一座将被退役。该核学会说 ,所有这些反应堆目前正在被现代化并装备以先进的控制系统 ,这将有助于“完全消除切尔诺贝利型事故的… 相似文献
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【日本《原子能视野》2002年12月刊报道】 日本能源资源贫乏,为了有效利用铀资源,日本确立了回收利用可称为准国产能源的钚的核燃料循环基本路线。该基本政策是原子能委员会在1966年5月通过的《动力堆开发基本方针》中提出的。 1967年10月,随着动力堆核燃料开发事业团(核燃料循环开发机构的前身)的成立,日本就把能够方便地利用钚燃料的先进热中子反应堆(ATR)作为国家自主开发项目,正式开始研究。这也是具体实施该政策的开始。 先进热中子反应堆原型堆“普贤”堆自从1978年3月装上22根MOX燃料棒并达到首次临界约24年以来,已经装载了748根… 相似文献
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本文包含了核动力反应堆设计的简要描述，描述中给出了核动力设计寻展的基本计划，并提供了进一步实现该设计的科学和研究基础，该报告陈述了这些计划，计划的改进和结束的各个连续阶段，文章详细讨论了３种主要反应堆及其核电站技术垢技术特性，这也是前苏联和俄罗斯商业核电站的重要构成，水－水堆（ＶＶＥＲ），水－石墨堆（ＲＢＭＫ）和钠冷快堆（ＢＮ）。本报告也陈述了苏联核动力的安全原理的发展和核动力设计中相关技术８方面 相似文献
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核电厂数字化I&C系统关键技术研究现状及发展策略 总被引：5，自引：0，他引：5
国外的核电厂数字化仪表与控制(I&C)系统已经取得显著成绩,我国尚处在起步阶段.中国核动力研究设计院采用国内外成熟的工业控制技术和设备研究开发出数字化反应堆保护系统样机、数字化反应堆控制系统样机、先进控制室研究开发平台、高精度实时核蒸汽供应系统仿真机及相关的17个计算机软件,获得了进一步研究开发的经验,具备了中外合作研制核电厂数字化I&C系统的条件,也为在新-代压水堆核电厂实现数字化I&C系统国产化奠定了坚实基础. 相似文献
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[日本《朝日新闻》2004年8月6日报道]美国国家航空航天局(NASA)与美国能源部核军工管理局(NNSA)签署备忘录,拟将美海军反应堆技术应用于空间核动力系统。在布什总统"探索月球、火星甚至更远空间"的新宇宙战略感召下,NASA鼓足干劲,为开发核动力宇宙飞船而努力。 相似文献
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【《日本原子》1992年2月号第16页报道】 2月17日在东京召开的有关核动力船“陆奥”号研究报告会公布,日本原子能研究所(JAERI)正在研究两种改进型船用反应堆,即破冰船用MRX(船用反应堆X);深海研究船用DRX(深海反应堆X)。这是核动力船“陆奥”号退役后的研究与发展项目。MRX输出功率为100 MWt,是一种小型、非 相似文献
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【日本核燃料循环开发机构新闻网页1999年12月18日报道】日、法、俄快堆信息交换和特别讲演会议于1999年11月25～26日在日本核燃料循环开发机构本部敦贺国际技术中心举行。经过两天时间,为提高法国“超凤凰堆”、俄罗斯的“BN-600”和日本的“常阳”和“文殊”等反应堆的可靠性,在各反应堆的运行、维护体制、运行手册、操作人员的培训等被称作反应堆检修计划的运行及维护经验等领域进行了广泛信息交流。1.在有关日、法、俄的反应堆的运行体制、运行手册、操作人员培训及维护体制、反应堆检修计划方面,各国相互间就有关提高反应堆的安全性与… 相似文献
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【英国《国际核工程》2002年5月刊报道】 日本自然资源和能源机构说,日本将计划建造的19个反应堆中的7个推迟一年。 推迟建造的反应堆包括Tepco的福岛I核电厂中的第7、8个反应堆和电力开发公司的Oma核电厂中的一个反应堆(青森县)。 日本有52个商用反应堆在运行中,2001财政年度平均容量因子为80.5%。这是连续第7年平均容量因子超过80%。BWR的平均容量因子为78.6%,PWR的平均容量因子为82.9%。52个商用反应堆安全检查平均周期为12.9个月(有记录的最长周期)。法定最长周期为13个月。 (邓寿昌 译 哈琳 校)日本推迟计划建造的核动力堆@邓寿… 相似文献
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高温气冷堆技术的研究及发展 总被引：1，自引：0，他引：1
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)、… 相似文献
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日本小型核动力反应堆及其技术特点 总被引：2，自引：0，他引：2
日本原子能研究所研制了包括一体化船用堆(MRX)在内的几种小型核反应堆．MRX采用容器内置式控制棒驱动机构、水淹式安全壳、非能动余热排出系统;MR-100G和MR-1G是专门为区域供热和冷却系统提供能源,一回路系统自加压的全自然循环一体化压水堆．其排放物活性较低,小型化、模块式结构．可直接建于城市,甚至办公大楼的地下．,水下探测器用小型潜水反应堆(SCR)的设计思路与MRX基本相同．但一回路为全自然循环,日本小型核反应堆发展的技术思路清晰,注重用途的拓展,具有战略发展远见．在将我国大型核动力反应堆研制经验及其相应技术的推广方面,日本小型反应堆的发展思路值得借鉴。 相似文献
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正【英国《国际核工程》网站2014年11月10日报道】先进燃料坎杜重水堆(AFCR)是目前唯一一种能够使用堆后铀(即通过后处理从乏燃料中回收的铀)和钍基燃料、且能满足后福岛要求的第三代反应堆设计。它由加拿大坎杜能源公司(Candu Energy)与中国核工业集团公司秦山第三核电有限公司、中核北方核燃料元件有限公司以及中国核动力研究设计院合作开发,已完成概念 相似文献
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【美国《核新闻》2002年11月刊报道】 2002年9月20日美国能源部部长宣布,美国、阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非、瑞士、英国等10个国家已同意开发6种第四代核反应堆概念。协议是在2002年9月19～20日在东京召开的第四代核反应堆国际论坛(GIF)的一次会议上达成的。 要开发的6种能源概念是: 气冷快堆系统 铅合金液态金属冷却快堆系统 熔盐反应堆系统 液态钠冷却快堆系统 超临界水冷堆系统 超高温气冷堆系统 气冷快堆系统(GFR) GFR系统是快中子谱氦冷反应堆,采用闭式燃料循环。像热中子谱氦冷堆一样,氦冷却剂出口的… 相似文献