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…     

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)、…     

Cirus研究堆改造的安全评价

研究堆的总体安全目标是通过建立并保持有效的安全，保护电厂人员、公众和环境不受放射性危害。在Cirus堆目前的改造计划中，已经把改进和正在考虑的这一目标组合进一些系统、结构和部件。此外，设计阶段准备的初步风险评价报告已经改版成安全分析报告（SAR），符合最新的规程和导则。引入了假想事件后的详细分析，对诸如失水事故、停堆堆芯冷却无效/失效和一次冷却水系统调节阀门突然关闭之类的事故情况都进行了分析。在200％冷却剂轴向集管破裂期间，对放射性的最大可能释放途径的放射源项进行了估计，并进行了辐射剂量计算。     

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。     

日本一体化反应堆MRX的研究和开发现状

日本原子能研究所目前正在开展用于核动力船的小型一体化核反应堆ＭＲＸ的设计研究。     

为聚变堆的将来进行关键性的谈判

【美国《核新闻》2001年10月刊报道】 2001年10月4日在加拿大安大略省多伦多市召开了一次旨在讨论在哪里建造计划中的国际热核试验堆(ITER)及其他一些重要问题的会议。这次谈判圆桌会议目的是产生一个协议草案,还要宣布到2002年底如何分摊估计为40亿美元的建造费用。各国政府(包括那些未参加谈判的)在草案的基础上决定是否参加将于2003年开始且历时8～10年的ITER的建造。 2001年7月,结束了始于1992年的工程设计活动(EDA)。EDA设想该装置在长达1000 s的时间内能产生500 MW聚变功率。 由IAEA赞助的作为欧盟、日本、前苏联和美国的一个…     

欧洲高性能轻水堆研究项目

高性能轻水堆（HPLWR）是在超临界压力下运行的轻水堆（LWR）。尤其是在可靠性、安全性、发电成本和防核扩散方面，这种反应堆都会优于现有核反应堆。HPLWR最显著的优点是因为它的设备和厂房尺寸比现有轻水堆更小，从而可以获得约1000／kW（电功率）的低建造成本和3～4分／kwh的低发电成本。     

高性能轻水堆设计研究评述

1引言 过去40年，世界轻水堆特别是压水堆（PWR）和沸水堆（BWR）一直是最成功的核反应堆。迄今已经建造了270多座PWR，最近，1座PWR的净电输出功率可达到1600MW，净效率达到了36％。已经建造的BWR机组有93个，尽管其功率和效率水平稍低，但几乎都是成功的。这两种堆刊都采用饱和蒸汽循环，新鲜蒸汽压力约7MPa，对应饱和温度为286℃。[第一段]     

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。     

CANDU堆发展的回溯与展望

ＣＡＮＤＵ堆是世界上达到充分成熟且成功发展的少数几种堆型之一。这种堆的设计概念的基本出发 是使用天然铀燃料,这一选择决定了其它几个有利的选择,例如采用重水慢化剂,不停堆换料以及计划机控制。采用重水慢化剂和增大输出功率的需求决定了压力管式堆芯结构的设计方案。     

先进船用堆MRX堆芯设计和安全系统

日本已经设计出一种先进船用ＭＲＸ，它能提高安全，并具有结构紧凑，重量轻等特点。ＭＲＸ反应堆为一体化压水堆。采用池式安全壳，内置式控制棒驱动机构和运用自然循环的应急衰变热导出系统。燃料元件的设计基础是先进的压水堆（ＰＷＲ）燃料技术。针对船用堆，堆芯设计满足下列特殊条件：（ａ）在低温情况下，一组具有最大反应性价值的控制棒提出堆芯，不需利用可溶毒物，能够维持反应处于次临界；（ｂ）一组具最大反应性价值的控     

俄罗斯钚生产堆的最新进展

【本刊2003年4月综合报道】 俄罗斯内阁已批准了一份关于修订1997年签署的有关停止钚生产《俄美合作协定》的议定书草案。此1997年协定一直由于双方在美方经济援助问题上的分歧而没有执行。 根据俄总理卡西亚诺夫签署的命令,位于Tomsk附近的Seversk核武器研发中心的两座军用钚生产堆(ADE-4和ADE-5)将于2005年12月31日停止生产武器级钚,另一座位于Krasnoyarsk的Zheleznogorsk研发中心的钚生产堆(ADE-2)将于2006年12月31日停产。 上述3座反应堆是俄目前仅存的、尚在运行的军用钚生产堆,大约还剩15年寿期,每年总共可产钚25 t,大约相当于…