秦山三期CANDU核电厂的运行特性及其管理

ＣＡＮＤＵ－６核电厂的设计特征与其它类型反应堆的核电厂很不相同。这些设计特性是ＣＡＮＤＵ６安全经济运行的主要保证。ＣＡＮＤＵ－６核电厂的控制和运行特性包括极好的负荷跟踪能力、频率稳定能力和高的容量因子，而运行管理特点包括不停堆换料以及由于使用重水作冷却剂和慢化剂和相关的重水管理问题。     

以一体化反应堆为基础的核能源

本报告描述了由俄罗斯联邦机械工程局（ＯＫＢＭ）研制的以一体化轻水堆－ＡＳＴ，ＡＴＥＣ和ＶＰＢＥＲ为基础的核电厂的设计特征。特别注意了电厂的环境安全，赍环境影响方面看，这些核电厂比化石燃料电厂具有更显著的优势。     

秦山三期CANDU核电厂的控制系统

秦山三期ＣＡＤＮＵ核电厂全厂控制系统使用双重冗余数字计算机，自动完成监测，控制、运行信息管理和诊断等功能。采用变量数字控制算法实现对反应堆功率，蒸汽发生器液位和压力。热传输系统压力和装置。慢化剂温度、汽轮机负荷和转速、发电机功率输出以及不停堆换料的控制，保证电厂安全，经济地运行。     

先进轻水反应堆业主要求文件（ALWR—URD）中对核电厂抗震设计要求

“先进轻水反应堆业主要求文件(ALWR—URD)”的宗旨是明确美国电力公司对先进轻水堆核电厂的要求。对URD中关于核电厂抗震设计，特别是对核电厂构筑物、系统和设备的抗震分类、取消OBE地震后的抗震设计要求等方面提出的修正意见．以及对核电厂抗震裕度和地震风险评价提出的初步要求，本文作了全面的总结，在关键处浅讨了看法。供新核电厂设计中参考。     

200MW池式供热堆失水事故分析

利用轻水堆系统通用的热工水力分析程序ＲＥＴＲＡＮ－０２，对ＤＰＲ－３型２００ＭＷ深水池供热堆的失水事故进行了分析计算。给出了低温常压的水池型反应堆的计算模型、瞬态特性及计算过程。结果表明，瞬态参数都在安全测则的规范之内，显示出良好的池式堆的安全特性。     

新一代CANDU—9重水堆核电厂简介

ＣＡＮＤＵ－９是电功率为９００ＭＷ级的重水堆核电厂,其设计基于达灵顿和布鲁斯Ｂ多机组核电厂,并融入了一些最新的工程设计和研究成果,除了继续采用成熟的系统和部件外,在安全性,地可靠性和可维护性方面作了重要改进。ＣＡＮＤＵ－９综合考虑了安全审评和执照申请过程中发现的问题,产使其体现在安全设计理念中,特别是对慢化剂系统,端屏蔽冷却系统,系统和应急堆芯冷却系统进行了改进。     

OWL—2堆内回路及其辐照试验

建造在日本材料试验反应堆（ＪＭＴＲ）上的ＯＷＬ－２（ＯａｒａｉＷａｔｅｒＬｏｏｐ－２）是日本最大的水回路，从１９７２年２月开始一直在为辐照而运行，对各种轻水反应堆所采用的核燃料和材料的辐照试验以及反应堆工程的研究和出贡献后，ＯＷＬ－２的预定目标已充分地完成，因此，计划拆除ＯＷＬ－２。拆除后，为核聚反应堆的增殖研究的需要，计划建造安装一条新回路作为ＪＭＴＲ改进计划的一部分。本报告论述了ＯＷＬ－２回路     

秦山三期CANDU核电厂的安全系统和安全分析

加拿大ＣＡＮＤＵ核电厂核反应堆安全原理采用“纵深防御”的概念，并设计中采用了多重性，多样性、隔离、设备鉴定，质量保证以及使用合适的设计法规和标准等设计手段。秦山三期ＣＡＮＤＵ核电厂在缓解事故后果方面设四个专设安全系统以及一套可靠的安全支持系统。     

秦山三期CANDU核电厂简介

泰山三期核电厂的两台机组属最新的７００ＭＷ级ＣＡＮＤＤＵ－６重水堆机组。这种核电机组总共有８台已经投入商业运行，３台在建造，第一台ＣＡＮＤＵ－６机组于１９８３年投入商业运行。ＣＡＮＤＵ－６的初始设计源于很成功的皮克灵Ａ核电的单化版本。     

改进型：对PWR2海军用反应堆技术的开发

本文描述了自１９５５年开始至今的英国海军核推进计划。文中对３０多年来已建造的２５麻反应堆的连续开发工作进行了研究，并将研究的焦点集中在第二代反应堆ＰＷＲ２方面。尽管海军用反应堆的设计以及性能标准不同于民用反应堆，但两者都要可靠和安全的运行。在这一点上，目前处于领先的海军用反应堆动力系统也反映到相对应的陆上系统中去了。由于有４００多堆年的安全运行，潜艇核推进系统的可靠性和费效比已得到反复的验证。未来     

经济合作与发展组织核能机构各国和俄罗斯商业核动力堆退役综述

【《欧洲核综览》1999年 5— 6月号第 44页报道】　世界一批核电厂动力堆不断老化 ,而且人们周围的世界也在不断地发生变化 ,尤其是商业核电厂运营者们在金融和政治方面的压力。这些压力有时会导致他们决定将反应堆退役。本文概要介绍世界核反应堆退役运作的现状以及环境管理状况。截止 1998年 4月 ,有 10个国家的 73座商用核电厂的反应堆已处于退役的某个阶段。这些反应堆包括 11座西方压水堆 (PWR)、 14座沸水堆 (BWR)、11座加压重水堆 (PHWR)、 4座高温气冷堆、 3座重水慢化气冷堆 (HWGCR)、 3座快堆 (FBR)、 2座气冷堆 (GCR)、…     

CANUDU重水堆燃料管理

论述秦山三期核电站所采用的ＣＡＮＤＵ－６反应堆的燃料管理,ＣＡＮＤＵ堆的换料是带功率刊物 ,这一特征使得它的堆内燃料管理与必须停换料的反应堆有明显的不同。ＣＡＮＤＵ堆燃料管理有设计和运行两方面的内容。     

PWR冷管段1%小破口失水事故实验研究

在高压综合实验装置（ＨＰＩＴＦ）上进行核电厂反应堆一次系统冷管段小破口失水事故（ＳＢＬＯＣＡ）模拟实验，破口方向为冷管段底部，破口面积为１％（ＮＳＢ－７工况）实验再现了核电厂发生小破口失水事故时的热工水力学现象，实验结果与ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ２分析程序的计算结果上比较，验证了该程序对小破口失水事故的分析能力。     

TXS平台反应堆保护系统A1通道停堆断路器跳闸故障分析及处理

秦一厂反应堆保护系统是基于TXS平台的数字化系统,其安全可靠性直接关系到核电厂的安全稳定运行.本文描述了秦一厂在功率运行期间反应堆保护系统A1通道停堆断路器跳闸的故障现象、原因分析、故障处理以及后续行动,使反应堆保护系统的此类故障率降低,维护系统的稳定性.     

装有一体化核反应堆的自持式热电生产核电厂（用于边远地区和不易接近地区）

本文综述了供小型核电厂使用的反应堆的概念设计，这种反应堆强化了安全，用以对不易接近地区和边远地区提供电力供应。本文还整体上介绍了一体化核反应堆和电站的基本设计特征和结构，以及主要的技术数据。     

用于气态燃料堆和超高温气冷堆的流体动力学计算及传热模型

提出了一种适用于超高温气冷笔气态燃料反应堆的热场和流场的Ｎａｖｉｅｒ－Ｓｔｏｋｅｓ方程求解的计算方法。使用稳式－显式的、有限体积的ＭａｃＣｏｒｍａｃｋ方法与Ｇａｕｓｓ－Ｓｅｉｄｅｌ线性迭代算法相结合来求解轴对称的薄层Ｎａｖｉｅｒ－Ｓｔｏｋｅｓ方程。补充使用了一种焓再平衡方法,通过应用壁面热流得到敛解。计算了在超高温气冷堆内氦及在可变边界条件下（如绝热、等温、等热流密度）气态燃料反应堆内四氟化铀（Ｕ     

200MW池式供热堆未能紧急停堆的预期瞬变事故分析

利用轻水堆系统通用的热工水力分析程序ＴＥＴＲＡＮ－０２,对２００ＭＷ池式供热堆的未能紧急停堆的预期瞬变事故。即断电ＡＴＷＳ事故,误提棒ＡＴＷＳ事故,外负荷丧失ＡＴＷＳ事故等进行了计算和分析。结果表明,在事故过程中,订参数没有超出鸡范围;不需任何设备动作和人员干预,反应堆就能自动降功率,维持长期堆芯冷却,具有较高的安全性。     

红沿河核电厂反应堆保护系统定期试验方案设计

红沿河核电厂反应堆保护系统采用三菱的MELTAC安全级数字化仪控平台。在简介红沿河核电厂反应堆保护系统定期试验范围和原理的基础上,详细描述核电厂反应堆保护系统定期试验中的测量仪表通道试验、保护逻辑试验和输出信号及相关驱动器试验的设计方案,并对其特点进行分析。结果表明,红沿河核电厂反应堆保护系统定期试验实施方案充分利用了自动试验装置所带来的优势,扩大检测范围,在有效性、灵活性及便利性方面均有显著提高。     

法国开始在弗拉芒维尔建设本国首座欧洲压水堆

法国电力公司（EDF）宣布，诺曼底弗拉芒维尔（Flamanville）核电厂第三座反应堆的建设工作已经如期开始，不久将举行正式的开工仪式。这座新反应堆采用第三代反应堆技术——欧洲压水堆（EPR），是阿海珐集团（Areva）1650MWe级渐进型压水堆的示范堆。     

德国菲利普斯堡核电厂的又一座反应堆将停堆

【据因特网 2001年11月21日报道】 德国第二座反应堆停堆。在发生一次故障之后,德国菲利普斯堡核电厂的一座反应堆将于11月23日停堆,停堆时间没有确定。这是该电厂的经营者、Bade-Wuertemberg能源集团(EnBW)宣布的。 EnBW 确认,11月20日在反应堆和汽轮机之间的水管阀门处发现泄漏。 菲利普斯堡核电厂的另外一座反应堆已于10月8日停堆。 10月7日,德国环境部长Juergen Trittin指出,8月25日较小事故发生之后曾发出该电厂的一座反应堆停堆的指令,但是没有被执行。 EnBW集团不久后承认,该电厂两座反应堆中的一座出现人为错误。该电厂的停运…