IRIS反应堆核电厂总平面布置

IRIS(国际革新安全反应堆)是一种轻水冷却、电功率为335MW的堆型，由美国能源部核能研究组领导下的—个国际联盟进行设计。IRIS所特有的一体化反应堆容器，包容了所有的反应堆主冷却剂系统设备(包括反应堆堆芯、冷却剂泵、蒸汽发生器和稳压器)。这种一体化设计方案取消了大型冷却剂环路管道，消除了失冷事故(LOCA)以及分体式设备的压力容器及支撑。此外，IRIS被设计为长寿命堆芯，并提高安全性来满足美国能源部为第四代反应堆所确定的要求。Bechtel公司在西屋公司的咨询帮助下，对IRIS电站进行了布置研究，本文将对此设计努力的结果进行介绍。     

第一代到第四代反应堆

【法国原子能委员会网站2003年9月报道】自从20世纪50年代民用核反应堆诞生以来,世界上的核电反应堆经历了很大的发展和变化。第一代反应堆集中了世界上(主要是美国、俄罗斯、法国、英国)建造的首批原型堆。目前正在运行的是第二代反应堆。主要有美国、欧洲、日本的压水堆(PWR)和沸水堆(BWR);俄罗斯设计的轻水堆(VVER);东欧国家的压力管式沸水堆(RBMK),以及加拿大和印度的坎杜重水堆(CANDU)。第三代反应堆已做好建造的准备。实际上,日本已经建造了2台机组(柏崎·刈羽6号和7号)。根据需要和各国的情况,2010～2015年期间,第三代反应堆…     

新一代反应堆：SIR

【《欧洲核能世界浏览》1990年11-12月号报道】安全一体化反应堆(SIR,SafeIntegral Reactor),是由英国的罗尔斯·罗伊斯联合有限公司、ABB燃烧工程公司、斯通和韦伯斯特工程公司以及英国原子能管理局     

美国公布轻水堆研发战略计划

美国电力研究所（EPRI）和能源部（DOE）爱达荷国家实验室（INL）联合发布了“爱荷华国家实验室／核工业界轻水反应堆研发战略计划”,该计划提出了旨在促进核能发展的两项战略。     

复合核能系统：怎样满足自给性的要求

自给核能系统同时满足四项要求：能量生产，燃料增殖，放射性核素的燃料及系统安全，由快中子和热中子反应堆组的复合核能系统包括在一个结构内，该系统具有探讨提供外部中子源自给性的潜力，这篇文章将论及这样的一个系统的一般性分析，并把重点放在中子生产，微量锕系裂变，以及平衡阶段的钚矢量。     

先进反应堆

【澳大利亚铀信息中心网站2002年6月报道】 目前一些国家正在开发下两代反应堆。第一个(第三代)先进反应堆自1996年起在日本开始运行。更新的先进反应堆具有减少总投资的更先进和更简单的设计。它们的燃料效率更高、固有安全性更好。 近50年来,核动力工业一直在开发和改进反应堆技术,并且为下一代反应堆做准备,以满足预期今后5年可能有的定单。 世界核电约85%是由来自最初为海军用途开发的反应堆产生的。这些反应堆被认为是安全且可靠的,但这些第一代核动力反应堆将被更好的设计方案所取代。北美、日本、欧洲、俄罗斯和南非的反应堆供应商…     

美国核电厂附近居民接受新反应堆

【美国核能研究所网站2007年8月20日消息】最近一次对全美国超过1100名成人进行的民意调查表明，82％居住在核电厂附近的美国人青睐核能，71％的人接受在他们附近建设新反应堆。     

世界先进反应堆发展情况

澳大利亚铀信息中心 1999年 1月发表了一篇有关世界先进堆发展情况 ,现摘要报道如下 :世界各国对于下一代先进反应堆的要求可归纳如下 :　　 ● 采用标准的设计 ,减少投资 ,缩短建设周期 ;　　 ● 简化设计 ,易于操作 ,运行稳定 ;　　 ● 具有更高的容量因子和寿期 ;　　 ● 经济上更有竞争性 ;　　 ● 进一步降低堆芯融化事故的机率 ;　　 ● 对环境的影响尽可能最小 ;　　 ● 提高燃耗 ,减少核燃料的用量和产生的废物。下面简要介绍开发的各种先进堆情况轻水堆美国发展有 3种先进轻水堆 ,即 AB-WR、系统 80 +和 AP- 6 0 0 ,这三种核反…     

先进重水反应堆综述

重水反应堆是一种重要的堆型。重水堆要占领更大的市场，将面临三个挑战，即降低成本、提高安全性和可持续发展。根据铀富集度的不同和燃料管理战略．燃料运行周期从60天到180天将轻水堆(LWR)乏燃料元件用于重水反应堆，是实现铀资源最佳利用的范例，而且混合氧化物(MOX)燃料也将引入重水反应堆。本文介绍了印度的先进重水堆，该堆率先采用了钍燃料；俄罗斯联邦正在开发高度安全的气冷重水慢化堆；加拿大在基于CANDU6成熟经验的基础上，开发出下一代重水堆Ng CANDU，功率为65MWe。在经济性和固有安全性和操作性能方面均有大的改进。     

美国及其盟国正式终止向朝鲜提供轻水堆

【美国《今日军控》网站2006年7月报道】朝鲜半岛能源开发组织(KEDO)执行委员会2006年6月1日宣布,它将正式终止为朝鲜建设轻水反应堆的项目。由日本、欧盟、韩国及美国组成的KEDO执行委员会对该项目的争论,自2002年末朝鲜核危机爆发以来就一直喋喋不休。美国一直坚持说服KEDO执行委员会终止该项目,但韩国却一直反对。执行委员会曾决定,暂停反应堆建设工作,第一次暂停是在2003年12月。KEDO执行委员会称,它做出上述决定的理由是朝鲜方面“不断和持续地”违反1994年《美朝核框架协议》中的相关规定。既朝鲜先前的钚核武器计划危机之后,…     

经济核电站的超临界压力轻水冷却反应堆

对超临界压力轻水冷却反应堆（ＳＣＬＷＲ）进行了设计研究，以便迅速提高核电生产的经济性，堆芯由超临界水冷却，这种水是没有相变的过热水，冷却系统是直流式的，给水泵驱动整个堆芯水流，并将水直接引入汽轮机，不需要再循环管道。另外，不需要蒸汽分离器和干燥器。使用了挤水棒来增强慢化作用，并提高燃料棒周围的流速。通过控制铀富集度，钆浓度和挤水棒，便可以满足地降低径向峰值因戏向功率分布的展平对增强热效率很重要的。     

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。     

轻水反应堆燃料组件中子通量和功率分布的计算程序

本文介绍用穿透几率法计算二维轻水堆燃料组件内中子通量分布的两种计算模型和程序.在子区内及表面上中子通量采用线性空间分布近似,子区表面上角通量分别采用准 DP_1和 QP_1近似。对一些轻水堆组件基准问题作了验证计算。计算结果与 S_N、节块 S_N 以及积分输运理论等方法进行比较,其结果符合良好。这些程序可用于轻水堆燃料组件的计算。