模块式高温气冷堆核电站设计特点

模块式高温气冷堆具有安全、灵活、可靠、经济性好的优点,受到核技术先进国家的重视。本文着重介绍了美国新近推出的模块式高温气冷堆核电站的设计特点和安全特性。     

沸水堆核电站放射性废物管理与辐射防护的进展

商用沸水堆核电站（ＢＷＲ）由于燃料元件性能、材料和水质管理的改进以及运行经验的积累等,在降低放射性废物的产生量和职业辐射防护方面取得了显著的进展,已达到与压水堆（ＰＷＲ）同等的性能水平,而先进沸水堆（ＡＢＷＲ）则可达到美国ＥＰＲＩ用户要求文件（ＵＲＤ）提出的先进性能水平。     

高温气冷堆核电站示范工程主控室和备用停堆点设计分析

简要概述了华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程(简称HTR-PM)的主控室和备用停堆点的整体设计,着重对主控室和备用停堆点的功能设计、台盘布置、主要作用和特点进行了介绍和分析,为以后的实际工程提供参考。     

高温气冷堆核电站的经济分析

本文采用动态分析法对中外合资高温气冷堆(HTGR)电站作了经济分析,在此基础上整理出一个核电站经济分析通用的模型,可用于气冷堆,但所编程序具有通用性。     

球床模块式高温气冷堆核电站的概率安全分析框架

通过对国际上相似堆型概率安全分析(PSA)框架的调研,结合球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)自身设计特点,提出以始发事件为起点,以事件序列为主干,以释放类为终点的HTR-PM的PSA一体化事件树框架.分析表明,HTR-PM在PSA框架上的特点主要由其设计特点决定.     

我国高温气冷堆核电站的标准化建设

中国积极推进核电建设的战略方针对本国核电标准体系的建设提出了迫切的要求。在高温气冷堆核电站被列为国家中长期科技发展规划中的重大专项的背景下,文章以高温气冷堆技术为主体,在阐述高温气冷堆核电站标准化建设的意义和必要性的基础上,介绍了我国近期开展的高温气冷堆核电站标准体系的建立,以及后续工作的初步设想。     

高温气冷堆放射性总量计算程序研发与验证

堆芯放射性总量计算是核电站辐射防护设计、屏蔽计算和环境影响评价的基础。为进一步提高高温气冷堆堆芯放射性总量计算分析能力,自主研发了高温气冷堆堆芯源项计算程序NUIT,计算了HTR-10和HTR-PM堆芯内特定燃耗的燃料元件的放射性,并与KORIGEN程序的计算结果进行了对比。计算结果表明,NUIT程序可用于高温气冷堆堆芯放射性总量计算,并具有较好的计算精度和效率。     

放射性废物最小化管理系统初步设计

利用面向对象的软件工程方法,针对中国原子能科学研究院的废物管理,开发设计了放射性废物最小化管理系统.本文介绍该系统的开发背景、近期目标、系统的功能、系统的数据流分析、数据表设计与功能说明,以及系统的主要算法等.     

放射性废物的安全管理及最小化

我国放射性废物的安全管理和最小化与发达国家相比存在一定差距。研究并应用放射性废物的安全管理及应采取的最小化措施,对实现其安全管理并有效降低处理、处置费用,降低环境辐射危害具有实际意义。本文对核能生产、核技术应用和核设施退役等方面产生的放射性废物安全管理和最小化进行了较系统的研究和论述,总结并提出了放射性废物的安全管理手段及最小化措施与方法。     

球床式高温气冷堆的余热不确定性分析

反应堆在停堆后相当长时间内仍具有较高的剩余发热是核电站的重要特性,也是核电站安全分析的关键。因此,对反应堆余热及其不确定性进行分析,对于合理设计余热排出系统、研究论证燃料元件在事故后的安全特性等均具有重要意义。本工作结合德国针对球床式高温气冷堆制定的余热计算标准,介绍了球床式高温气冷堆剩余发热及其不确定性的计算方法,并结合200 MWe球床模块式高温气冷堆示范工程（HTR-PM）的初步物理设计,对长期运行在满功率平衡堆芯状态下的反应堆停堆后的余热及其不确定性进行了计算分析,为进一步的事故分析提供依据。     

我国核电厂放射性废物管理进展及挑战

分析了我国核电厂放射性废物管理现状;指出了核电厂放射性废物管理面临的挑战;提出了包括进一步完善法规标准、完善放射性管理体制、加强群堆核电厂放射性废物管理、鼓励技术创新和产学研结合等加强核电厂放射性废物管理的应对措施。     

HTR-PM二回路图形建模与仿真研究

介绍了在vPower仿真平台上嵌入THERMIX代码来研究紧凑型高温气冷堆仿真机的方法。根据模块式高温气冷堆示范电厂二回路系统的特点和结构,利用vPower仿真平台建立二回路各个系统的组态模型并进行稳态和瞬态仿真结果分析。结果表明,稳态值与设计值的误差均在2%范围内;额定工况下,主调节阀关小和给水流量减少2个典型瞬态响应过程曲线趋势合理,动态响应各项指标及最终稳定值满足要求;循环水泵关闭导致凝汽器循环水中断的事故情况下,因凝汽器真空过低调节主蒸汽阀门迅速关闭,主蒸汽流量减小同时汽轮机跳闸。     

阳江核电厂放射性固体废物最小化实践和探索

本文总结了阳江核电厂放射性固体废物最小化的实践和经验。通过实施高整体容器(HIC)废物处理工艺、放射性可燃废物外运焚烧等废物最小化管理措施,从设计、技术、管理等方面分析了核电厂固体废物最小化措施的成效和不足,提出了进一步改进核电厂放射性废物管理工作的建议。     

陶瓷电熔炉在动力堆高放废液玻璃固化中适用性分析

随着我国核电事业发展和核燃料循环体系日益完善,玻璃固化动力堆高放废液的需求已提上日程。为探讨陶瓷电熔炉技术在我国后续动力堆高放废液玻璃固化项目中的适用性,本文从源项、熔炉技术特点和熔炉更换解体三个方面进行了分析,认为陶瓷电熔炉技术可以用于玻璃固化动力堆产生的高放废液。     

核电站低放废物集中减容处理技术探讨

本文简述了国内核电站放射性废物的管理现状及对废物高效减容的迫切需求。针对放射性废物减容的需求,对国内外高效减容工艺技术开展调研,分析各种工艺的技术特征,对兼顾经济与环保效益的放射性废物集中减容处理技术进行探索,发现等离子体处理技术具备明显优势,提出了一种组合减容技术路线,为国内放射性废物管理工作提供参考。     

放射性废物处置安全若干进展

结合2005年放射性废物处置安全国际大会反映出来的放射性废物处置安全领域的最新进展,介绍了全球放射性废物安全框架、废物处置安全战略、安全方案、地质处置设施安全、近地表处置设施安全、中等深度废物处置方案和公众沟通等方面的若干新进展和新观点。     

放射性废物管理成本构成应用研究

介绍了放射性废物管理成本构成理论基础体系,通过分解各类项目的生产作业内容、解忻各项作业活动的成本要素,整理出科学合理的成本科目和费用项,形成放射性废物管理各种作业的成本构成,在此基础上建立了全面的系统的价格体系。     

高放废物处置库选址中的水文地质特性评价

根据国内外研究经验,综述高放废物地质处置库选址不同研究阶段水文地质特性评价的方法和作用,并将评价方法分为区域、地区和场址3个阶段水文地质调查来讨论。同时,介绍了我国高放废物地质处置场地水文地质特性评价研究现状。     

高温气冷堆示范电站一回路舱室区域模块化设计研究

一回路舱室是高温气冷堆示范电站建造的关键区域和难点之一。为提升该区域的建造质量和效率,针对一回路舱室区域开展模块化设计研究。通过方案比选,确定了支架模块方案的总体技术方案,提出模块化划分与设计的原则,完成该区域的模块化设计方案,利用三维设计软件CATIA构建各模块的三维模型,并对模块支承结构的强度和热应力进行设计校验,最后对设计方案的施工可行性与应用效果进行分析。结果表明,该方案可行,压缩工期效果明显。本研究结果在高温气冷堆示范电站工程上得到实际应用,有效提高了一回路舱室的建造效率,经济效益显著。     

高放废物地质处置安全全过程系统分析研究进展

高水平放射性废物(以下简称“高放废物”)地质处置安全全过程系统分析是对处置库长期安全的综合性系统分析。本文论述了安全全过程系统分析的概念及近20年发展情况,强调了其在高放废物地质处置库规划、选址、设计、建设、运行、关闭和关闭后等各阶段的重要性。以国际原子能机构(IAEA)和经合组织核能署(NEA)技术文件为主,阐述了安全全过程系统分析的背景、安全策略、评价基础、安全评价及综合等核心组成部分,列举了其应用中管理和技术方面的12个关键点,分析了芬兰、瑞典、美国和法国的研究应用现状,并对我国放射性废物地质处置安全全过程系统分析的发展及应用现状进行了探讨。