小型高温气冷堆的堆型方案比较

本文对模块式高温气冷堆的棱柱状和球床两种堆芯型式和一体化与肩并肩分置式两种总体设计方案分别进行了技术特点、设计制造、运行经验和安全性与经济性的比较,提出了在我国发展高温气冷堆的堆型选用原则和建议.     

美国能源部选用固有安全动力堆和高温气冷堆

【英国《国际核工程》1988年9月号第2页报道】通用原子公司(GA)的模块式高温气冷堆(HTGR)和通用电气公司(GE)的固有安全反应堆(PRISM)在由美国能源部赞助的竞赛设计中分别获胜。美国能源部选择HTGR作为它两座军用生产堆的一种,该堆计划将于90年代晚些时候投入运行。两堆战略需要一座建在南卡罗来纳的萨凡纳河工厂的常规重水堆和一座建在爱达荷国家工程实验室的HTGR堆。     

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…     

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。     

脉冲堆燃料的安全特性及其在小型动力堆中的应用

本文介绍了脉冲堆U-ZrH_(1.6)燃料的安全特性及具在国外小型动力堆中的有关应用情况。最终指出,U-ZrH_(1.6)是一种完美的燃料概念,除脉冲堆外,在小型动力堆中有着广阔的应用前景。     

南斯拉夫联盟研究堆简介

【本刊据因特网综合报道】南斯拉夫联盟现拥有2座研究用核反应堆,具体情况如下:一、R-A研究堆建造日期为1956年4月1日,临界日期为1959年12月28日,许可证颁发者为塞尔维亚共和国卫生与社会事务委员会,核保障提供者为国际原子能机构,年运行费用为100万美元,运行人员数目为28;技术规格:反应堆类型为重水堆,稳态热功率为6500kW,最大稳态热中子通量为1.0×1014中子/cm2·秒,最大稳态快中子通量为6.0×1013中子/cm2·秒,慢化剂材料为重水,冷却剂为重水,采用强制对流,冷却剂线速度为5米/秒,反射层材料为重水和石墨,反射面数目为4,控制材料为镉,控…     

兆瓦级空间气冷堆系统启停堆瞬态分析

本文针对兆瓦级高温气冷堆布雷顿循环系统,采用Fortran语言开发系统分析程序TASS,包括堆芯、透平-发电机-压气机、回热器、冷却器和热管式辐射散热器等模型。通过设计值与程序计算值对比对TASS进行验证,并利用TASS对系统启动、停堆瞬态工况进行数值模拟。结果显示,通过分两阶段、阶梯式引入正反应性和提高涡轮机械的转轴速度,堆芯流量和功率匹配良好,系统可在3.5 h内完成启动过程,达到反应堆功率3 406 kW、流量14.2 kg/s的稳态运行。系统停堆过程中,反应堆可依靠自身的非能动余热排出能力,确保芯块和包壳温度与熔点间存在较大安全裕量,实现安全停堆。     

重水堆燃料铍材国产化及入堆验证试验

为了将制造重水堆燃料棒束使用的铍材国产化,在工艺鉴定合格的基础上,分析国产铍材燃料棒束堆内运行的要求,制定国产铍材燃料棒束专项生产计划,并将生产的国产铍材燃料棒束装入秦山第三核电厂的2号机组反应堆中进行验证试验。结果表明:国产铍材燃料棒束的质量和性能满足秦山第三核电厂重水堆机组运行的要求。建议后续对铍涂覆过程进行精细化控制,使涂覆质量最佳。     

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。     

CFBR-Ⅱ脉冲堆停堆过程物理分析

依据中子增殖规律,应用点堆模型动态方程分析了CFBR-Ⅱ脉冲堆停堆的物理过程,发现坪区功率与预加反应性无关,原因是缓发中子产生强度与中子增殖两个相反因素互相抵消。利用两套¹⁰B电离室分别测量获得了坪区功率和爆发脉冲后350 s内堆功率的变化。该堆停堆过程中功率变化为：坪区时3.5 MW,主安全块下降5 mm时209 kW,各部件外下限时4.8 kW,30 s时约60 W。