高温气冷反应堆的模拟器

通用动力公司正在使用高温气冷反应堆的一半大小的透明的模型来模拟4万瓩的模式反应堆工厂的气体流动情况,该反应堆工厂将造在宾夕法尼亚州的皮奇博汤姆(Peach Bottom)。这个模型可以详细地摸拟内部氦冷却剂的通道,而且还装有一个一     

研究性重水反应堆工艺管水力特性实验

一、概述中国科学院原子能研究所研究性重水反应堆,于1958年开堆时发现,当反应堆处于满负荷的正常运行状态时,重水泵的磨损指示器中气体增长非常迅速,经十五分钟即将指示器充满(约0.3升);当重水泵在1500转/分运行时,气体增长的速度更加显著。试验证明,气体是来自反应堆内部。由于活性区液面气泡层的存在,会降低反应堆的反应性并影响重水泵的正常工作。     

对燃料尘反应堆的考虑

美国武器研究基地考虑设计一种燃料尘反应堆.准备将燃料制成尘粒状,用气体来运载,通过反应堆的活性区。用这种方法可以使反应堆的工作温度高达2000—3000°F。这样的反应堆,堆芯结构也很简单,只有陶瓷体的慢化剂,中间有通气孔让运载燃料的气体通过。     

美国能源部将资助新型反应堆研究

美国能源部最近将投入3000万美元用于先进反应堆研究。能源部的先进反应堆示范计划(ARDP)通过激励企业与美国工业分摊成本的方式,来加快先进反应堆的示范,以确保美国在全球掌握最先进的核电技术。美国能源部公布了以下5种新型反应堆,将为其提供资金,并进行更深入的研究。BWX微型反应堆。BWX技术公司是为美国开发新型反应堆技术的公司之一,是ARDP计划的一员。该公司正在开发微型反应堆,可方便地运输至离网和偏远地区,并在那里运行,可为大型项目提供电力。该反应堆预计到2030年完工,采用高温气体设计和铀氮化物燃料,可产生约50 MW的热能。     

坎杜反应堆

【美国能源部能源信息管理局网站2003年11月报道】 坎杜(CANDU)是加拿大原子能有限公司(AECL)设计的氘铀反应堆的注册商标。所有CANDU型反应堆都是加压重水冷却反应堆(PHWR)。截止2003年10月20日,加拿大已有15座CANDU堆运行。建有CANDU型反应堆的其他5个国家是:阿根廷、中国、印度、罗马尼亚和韩国。表1列出正在运行的、在建的和可重新启动的CANDU反应堆。表2列出18座基于CANDU技术建造的反应堆。表1 运行的、可重新服役的和在建的CANDU反应堆 (截止2003年10月10日) 机组名称 容量 (净功率MWe) 位 置 状 况 加拿大 …     

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…     

美国新反应堆概念

【美国《核新闻》2003年9月刊报道】美国能源信息管理局(EIA)2003年7月份发表了一篇题为“新反应堆设计”的文章,归纳出目前美国现有的和到2030年有望启用的核反应堆设计,并列出EIA采用的概念选拔标准:在核管会(NRC)的认证或预认证计划内;在第四代反应堆国际论坛(GIF)的长期反应堆开发计划内。文章首先概要介绍了美国现役或已退役(如1974～1989年运行的圣符仑堡高温气冷堆)的反应堆类型,然后概述了在美国以外运行的商用反应堆(包括快中子堆、加压重水堆和气冷堆)设计。然后,文章论及潜在商用反应堆设计的新概念。文章说,美国未来10~20…     

反应堆稳定性分析

反应堆稳定性問題是反应堆动态理論中重要問題之一。設計反应堆时,通常总是使得反应堆具有固有的稳定性。以便当受到扰动以后,反应堆参数能自动恢复平衡。此时外部控制系統的任务就可能減到最輕,仅用于补偿长期的反应率变化(例如燃耗、中毒等)或者在起动过程等情况下起作用。影响反应堆稳定性的物理因素是多种多样的,象温度、压力、毒素、緩发中子、放射性衰变热量、結构特性、机械和水力效应等。具有負反应率温度系数的反应堆,在一定     

反应堆控制学术交流会

我国首次反应堆控制学术交流会在沪举行。会期六天(1980.12.23—28)。会议由中国核学会常任理事吴征凯同志主持。会议共收到报告58篇,除大会报告6篇以外,其余分别在反应堆控制,反应堆保护和反应堆测量等三个组进行报告和讨论。与会代表对以下问题极为重视,即反应堆仪表与控制的标准化、可     

日本先进快中子反应堆计划

【法国《核综论》2001年第2期报道】 在关于制定快中子反应堆燃料循环研究计划范围内,日本JNC工作组提交了先进回路反应堆计划,估计建造费用至少为20万日元/kWh(约2000欧元),与新一代轻水堆持平。 这种先进钠冷反应堆有两个回路(文殊是3个回路)和中间热交换器,可以大大减少反应堆安全壳体积。尤其对抗震性进行了深入细致的研究。增殖系数增加,燃耗率确定为15万/MWD/t。对该计划进行改进的结果是比日本原子能研究所(JAERI)建议的示范快中子堆的体积减小了45%。 (闫淑敏 译) 日本先进快中子反应堆计划@闫淑敏…     

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。     

美国三个反应堆达到临界

最近美国有三个反应堆先后达到临界:LAMPRE-1(罗斯阿拉莫斯熔融钚试验堆-1)为4月3日;ML-1(可移动低功率核动力站-1)为3月30日;Snap-2发展系统(S2DS)反应堆为4月4日。LAMPRE-1是作为罗斯阿拉莫斯实验室发展和试验快中子增殖反应堆计划项目之一而建造的,堆     

阿联酋发放首批反应堆操纵员证书

正【世界核新闻网站2019年7月8日报道】阿联酋联邦核监管局(FANR)近期为Nawah能源公司(Nawah Energy)正式发放首批反应堆操纵员证书。这是发放巴拉卡运行许可证的关键要求。此次总计发放了15份高级反应堆操纵员和反应堆操纵员证书,认可这些操纵员拥有操纵核电厂的能力。监管局局长克里斯特·维克托森将     

研究性重水反应堆改建的辐射防护评价

本文叙述了研究性重水反应堆改建过程中辐射防护工作的计划和实践。改建期间(1978.12—1980.6)工作人员的集体剂量当量为168人·雷姆。每人每年平均所受外照射剂量当量为0.49雷姆。~(60)Co 是辐射的主要来源。稳定性钴在重水一次回路表面的分布是均匀的。反应堆内壳的放射性强度:~(60)Co 为24居里;~(65)Zn 为6.9居里,研究性重水反应堆改建的目的是:更换已运行二十多年的反应堆内壳,改变堆芯结     

铅基反应堆研究现状与发展前景

以铅或铅合金(统称铅基材料)为冷却剂的反应堆具有良好的中子学、热工水力学和安全特性,已成为第四代先进核能系统、加速器驱动次临界核能系统(ADS)以及聚变堆的主要候选堆型之一。本文简要介绍了先进核能系统发展趋势和铅基反应堆在核能发展中的地位,重点对铅基反应堆的发展历史与现状、铅基反应堆的基本特性以及铅基反应堆未来的发展前景进行了总结。     

模拟气体标准源法校准反应堆惰性气体监测仪效率

为准确校准惰性气体监测仪对气体源的γ射线全能峰效率,制备了以可发性聚苯乙烯(EPS)颗粒为基质材料的马林杯放射性模拟气体标准源,模拟气体标准源装样密度为4.1 kg/m~3,其中含~(241)Am、~(109)Cd、~(57)Co、~(51)Cr等8种单能γ射线发射核素。利用该模拟气体标准源,对反应堆惰性气体现场监测仪的HPGe探测器γ射线全能峰效率进行了校准,校准覆盖能区为60～1 836 keV,校准的效率标准不确定度最大为4.4%。同时采用点源代表点法进行了效率校准,并将模拟气体标准源与代表点位置处的点源效率校准结果进行对比,发现在校准能区内二者的效率比不为常数,效率偏差最大达28%,通过效率传递系数可减小偏差,且可得到效率传递系数拟合曲线。最后在81 keV能量点处,得到模拟气体标准源与标准气体源的效率比为1.26,此值可作为模拟气体标准源的实际应用参考。     

控制切割反应堆压力容器

【英国《国际核工程》 1 997年 9月报道】　英国机器人技术公司 (UK Robotics)先进的远程操作控制系统 (ATC)是目前延伸最长的远程作业中的一个关键部件。它从特劳斯菲尼德反应堆压力容器底座移出了直径 1 6 5 mm、厚 90 mm碳锰钢样品 ,以确定容器焊接的材料特性。英国镁诺克斯电气公司正在使用一组机械手从 1 993年关闭的特劳斯菲尼德电厂反应堆压力容器中穿墙取样 ,这些样品将用于确定焊缝中子脆化效应 ,并帮助确定其余 1 2座正在运行的镁诺克斯反应堆的寿期。由通用电气 -阿尔斯通公司 (GEC Al-sthom)的希灵 (Schilling)机器人系统…     

高通量工程试验反应堆

我国高通量工程试验反应堆(HFETR)是一座压壳型反应堆,它采用高浓铀套管元件,水作慢化剂和冷却剂,铍作反射层,热功率125兆瓦,燃料内最太热中子通量6.2×10~(14)中子/厘米~2·秒。该堆已于1980年12月16日高功率运行。     

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…     

秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统设计

秦山核电二期工程电功率为2×600MW,反应堆为压水堆,两环路结构,A模式运行;堆芯平均线功率密度为161W/cm;换料方式采用年换料四分之一.反应堆冷却剂系统采用对称布置,以反应堆容器为中心,两条环路两边对称;主冷却剂系统额定流量为每条环路各24290m3/h.中国核动力研究设计院(NPIC)承担了反应堆及反应堆冷却剂系统及相关的控制、保护、仪控系统的设计与技术服务任务,并承担有关的设计验证工作.工程实行院长领导下的项目负责制,建立分工明确的组织管理机构.以中国的核安全法规、工程合同和业主要求为基础,制定质量保证大纲和设计文件清单.设计中主要采用法国RCC系列规范,系统中重要的设计结果都经过了试验的验证.各种实测值与设计分析计算值的比较表明,秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统设计的理论计算值与实堆的实测值符合良好.试验结果表明设备性能完善,能够满足核电站正常和事故工况下的运行要求.