钠冷快中子增殖堆安全监管重要关注点探讨

钠冷快中子增殖堆(钠冷快堆)是一种最成熟、最具商业化前途的快堆堆型。但由于其材料、冷却剂安全性及经济竞争力等方面的原因,国内仍处于实验堆运行阶段。由于缺乏钠冷快堆安全监管方面的法规、标准、技术及经验,监管工作面临巨大挑战。本文将钠冷快堆与压水堆进行比较,并将钠冷快堆的特点与监管工作的特点相结合,从堆芯、系统及设备等方面提出15个监管重要关注点,并给出一系列相关建议。     

核设施安全监管分类阈值修订研究北大核心CSCD

对核设施安全监管分类阈值制订背景和所依据技术文件进行分析,重点研究所参考的美国能源部相关标准升版中主要考虑因素,及其对我国核设施分类阈值修订的适用性,并提出相关修订建议。     

乌拉圭准备购买同位素生产堆和研究堆

【美国《核子周刊》1990年6月14日刊第12页报道】蒙得维的亚的政府官员对《核子周刊》说,乌拉圭再次肯定,它很想购买一座同位素生产堆,一座研究堆和其它核服务设施。但是这些官员又说,Alberto Lacalle总统政府目前没有打算在90年代建造商用核电站来满足国内能源需求。乌拉圭特别希望能生产放射性同位素,以用于农业、医学、     

我国新建研究堆方案探讨

对国内外研究堆的发展现状作了概述,对我国新建研究堆提出了两个设想方案。     

重水型研究堆的堆功率和周期实时监测研究

指出了提高重水型研究堆运行的安全性，监测反应堆瞬时堆功率和周期的必要性，并介绍了一种简单易行的监测方法，提出了进一步改进的方向。     

基于SPND跳堆功能研究

反应堆保护系统的功能是保护三大核安全屏障（即燃料包壳、一回路压力边界和安全壳）的完整性。在发生设计基准工况DBC2～4工况下,反应堆保护系统自动启动,执行跳堆功能,使反应堆达到可控状态。目前在建的EPR反应堆跳堆功能,偏离泡核沸腾比低（LDNBR）和线功率密度高（HLPD）均是基于自给能中子通量探测器（SPND）测量的中子通量计算的结果。本文对EPR核电厂基于SPND跳堆功能进行了研究,进一步分析和研究反应堆保护功能的要求,以分析此设计是否满足标准法规对核电厂安全运行和审评的要求。分析结果表明,现有设计能满足标准法规的要求。     

新堆与研究堆的退役研究

本文研究的目标是从便于退役的角度来考虑新堆与研究堆的设计,在保证反应堆安全有效运行的前提下从降低辐射源、缩短退役拆除放射性设备所需时间、改善废物管理等方面着手使设计的反应堆便于退役。     

法国超凤凰快堆将转为研究和示范堆

[法国核学会《核通讯》1994年2月23日第41期报道] 法国总理爱德华·巴拉迪尔于2月22日为超凤凰增殖堆指出了新的发展方向,马提翁新闻处指出,由欧洲快中子堆核电站公司经营的1200 MW超凤凰原型快堆“将不再作为核电站运行,而将成为研究和示范反应堆,将以最快的速度向限制钚产量的次增殖堆发展”。工业部长Gerard Longuet在记者招待会上明确指出,“作出这一决定主要动机在于重视研究和环境。”记者招待会是与环境部和研究部部长Barnier和Francois Fillon共同主持的。Gerard指出:“在     

高温气冷堆和轻水堆超铀元素管理特性研究

乏燃料中长寿命锕系元素对环境造成长期潜在危害,本文研究球床高温气冷堆不同燃料循环中超铀元素的产生和焚烧特性。在250 MW球床模块式高温气冷堆示范电站HTR-PM铀钚循环的乏燃料中提取铀和钚作为核燃料,设计了PuO₂和MOX燃料元件,将新设计的燃料元件重新装入与HTR-PM相同结构和尺寸的堆芯,分别形成纯钚燃料循环和MOX燃料循环。采用高温气冷堆物理设计程序VSOP,研究了高温气冷堆一次通过燃料循环和不同闭式燃料循环的超铀元素焚烧特性,并与轻水堆燃料循环结果进行比较和分析。结果表明：高温气冷堆一次通过燃料循环超铀元素生成率约为轻水堆的1/2;高温气冷堆闭式燃料循环能有效嬗变超铀元素。     

阿海珐将保留国防核动力堆和研究堆业务

<正>【法国核学会网站2015年8月报道】由于在2014年发生了创纪录的48.3亿欧元(53.8亿美元)亏损,法国阿海珐集团(Areva)2015年3月宣布将进行转型。作为转型的一部分,法国电力公司(EDF)将持有阿海珐集团反应堆业务即阿海珐NP公司至少51%的股权(详见本刊2015年第8期相关报道)。但阿海珐集团将保留阿海珐TA公司(Areva TA)的业务,即国防核动力堆和研究堆业务。阿海珐TA未来将不受阿海珐集     

研究堆

【澳大利亚铀信息中心网站2002年8月报道】 世界上有许多核反应堆被用于研究和培训、材料试验或生产医用和工业用放射性同位素。这些堆比动力堆或推进船用的反应堆要小得多,而且许多位于大学校园里。目前世界上56个国家共有283个运行中的研究堆。 研究堆一般不用于发电,其主要目的是为研究或其它用途提供中子源。它们的输出(中子束)依用途不同而各据特点。其功率用兆瓦(或千瓦)热(MWt)表示(在这里,只简单地用MW或kW表示)。大部分研究堆的功率最高为100 MW,而典型的动力堆为3000 MW(即1000 MWe)。实际上全世界283个研究堆的总功率只比3…     

低温供热堆或研究堆超设计基准事故停堆方法和停堆系统

本发明属于核反应堆控制领域，具体说是一种低温供热堆或研究堆超设计基准事故的停堆方法和停堆系统。其特征是在堆芯内靠近中央处布置至少两个由中子吸收截面小的材料制成的空腔栅元，反应堆正常运行时，该空腔栅元内充氮气，在发生超设计基准事故时，向空腔栅元注入含硼水或去离子水，引入负反应性，实现停堆。     

低温供热堆或研究堆超设计基准事故停堆方法和停堆系统

本发明属于核反应堆控制领域，具体说是一种低温供热堆或研究堆超设计基准事故的停堆方法和停堆系统。其特征是在堆芯内靠近中央处布置至少两个由中子吸收截面小的材料制成的空腔栅元，反应堆正常运行时，该空腔栅元内充氮气，在发生超设计基准事故时，向空腔栅元注入含硼水或去离子水，引入负反应性，实现停堆。与注含硼水的停堆方法相比，其显著效果是可以避免大量的含硼水与大量慢化水混合，这样无需设置除硼的复杂系统和耗费大量的处理时间。而且在事故情况下向空腔栅元内注入含硼水或去离子水比核电站注硼响应时间短，甚至可与控制棒落棒响应时间相当。     

研究堆法规体系探讨及初步设想

从我国研究堆法规体系的现状出发,分析了当前存在的一些主要问题;调研了国际上有关研究堆的立法经验,包括国际原子能机构、美国、日本的现行法规标准;对我国研究堆立法提出了几点建议,并对未来研究堆法规体系的发展提出了一些初步设想.     

日本研究和试验堆的安全管理

介绍了日本研究和试验堆安全管理。作为一个例子，详细介绍了日本三号改建研究堆JRR-3的安全评价。     

基于中国实验快堆的居里点非能动停堆系统的工作温度范围研究

非能动停堆装置可以大大提高钠冷快堆在无保护瞬态事故下的安全性,开展相关研究是十分必要的。采用居里点磁性合金的自动作停堆装置是目前国际上研究的主流装置之一。本文基于中国实验快堆(CEFR)的基本参数对采用居里点磁性合金的自动作停堆装置(Self-Actuated Shutdown System,简称SASS)的居里点温度预设值进行了研究。利用三维CFD程序采用大涡模拟的方法对安全棒附近的出口钠温进行计算分析,得到了温度振荡的幅度和频率,从而估算出居里点磁性材料正常工作的温度范围,确定了居里点温度预设值的下限。采用系统分析程序针对CEFR的无保护失流事故和无保护超功率事故进行分析,对居里点温度预设值的上限进行了评估,综合得出了居里点温度的预设值范围。本文通过以上工作,得出了一套居里点温度预设值的确定方法,对池式钠冷快堆的非能动停堆系统设计具有一定的指导意义。     

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。