水冷反应堆先进技术及其国际交流近况

文中简要介绍了最近两年来有关水冷反应堆先进技术国际交流情况.同时还介绍了瑞典PIUS、美国 AP-600和 PIUS/BWR、苏联 VVER 和日本 ABWR 等堆型中采用的先进技术。     

热管技术在先进反应堆中的应用现状

日本福岛核事故以后,对核反应堆系统非能动安全特性提出了更高要求,促使热管技术在国内外先进反应堆概念设计中得到运用。本文对热管技术在核能系统设计中的应用现状进行了阐述。     

AC—600反应堆结构概念设计

本文简要地介绍了 AC-600反应堆结构的概念设计,包括:堆芯部件、堆内构件、压力容器及驱动机构的设计情况。     

带非能动安全系统的一体化船用反应堆研究

一体化船用反应堆可用于极地破冰船和特殊材料运输船、水下海洋观测艇、海水淡化及陆上供热等用途．其主要设计特点是：一体化反应堆。内置型控制棒驱动机构和非能动安全系统．一体化堆型结构紧凑。安全性好，并且减轻了全船的耐压要求．对一体化船用反应堆的研究。主要集中在：①一体化反应堆的研究发展和堆型的选择；②一体化船用反应堆的设计原理和安全要求；③一体化船用堆MRX的堆芯物理和热工设计；④MRX的主回路系统和设备；⑤：MRX的内置型控制棒驱动机构；⑥MRX的非能动应急余热排出系统和充水式安全壳。⑦MRX的安全分析；⑧反应堆和全船的工程模拟系统，研究中特别关注适合高温、高压、高湿度的材料研制以及海洋条件对反应堆安全性能的影响。     

热管冷却反应堆的兴起和发展

热管冷却反应堆采用固态反应堆设计理念,通过热管非能动方式导出堆芯热量。本文总结了热管冷却反应堆的概念初创、积极探索、重大突破的发展历程;分析了热管冷却反应堆的技术特点,包括固态属性、固有安全性高、运行特性简单、易于模块化与易扩展和运输特性良好等核心优势;归纳了热管冷却反应堆中热管性能、材料工艺、能量转换等技术现状,并提出热管冷却反应堆进一步发展将面临的材料、制造工艺、运行可维护性等挑战,从而明确了热管冷却反应堆未来的发展趋势,为革新型热管冷却反应堆技术的发展与应用提供良好的方向指引。总体而言,热管冷却反应堆在深空探测与推进、陆基核电源、深海潜航探索等场景中具有广阔的应用前景,有可能成为改变未来核动力格局的颠覆性技术之一。      

反应堆安全壳温控非能冷却系统

温度动作非能动冷却系统（ＴＩＰＡＣＳ）是一类可运用于多种堆型的新型反应堆安全壳冷却系统。ＴＩＰＡＣＳ将热量从热的绝热系统传向较冷的外部环境。它有５个定义特征：有效传热、非能动（如无运动机件）、仅在高于预置温度时才进行传热的热控开关机理、从内部热系统向环境传热只有一条路径，并可使用于任何规模的动力堆。     

日本正在开发一种国际性的固有安全反应堆

日本正在积极开发Iser固有安全反应堆。Iser不是一种专利商品,是一种普通的概念,为了开发这种概念,估计将成立一个国际性的合作组织。     

轻水堆技术发展综述

本文综述目前轻水堆技术发展情况,包括轻水堆技术改进的方向,先进轻水堆的设计,各国轻水堆技术的研究和发展。     

我国核供热堆的设计特性和安全概念

根据核供热应用的特点和先进反应堆的发展目标，我国的核供热堆采用新的安全原理和一系列先进技术，其中包括一体化布置、全功率自然循环、自稳压、控制棒动压水力驱动和非能动安全系统等，从而使其达到更高的安全标准，同时做到核供热站系统简化和经济上有竞争力。主要论述核供热堆设计应考虑的主要问题、设计特点和安全概念。还给出一些主要的试验和分析研究结果，以验证核供热堆的安全特性。     

非能动安全在压水堆设计中的应用

一、非能动安全概念 核电站的安全设计有能动与非能动之分。其区别在于是否依赖外界的电能、信号或推动力。非能动设施(包括设备和系统)没有这种依赖性。它们不会因失去外界动力或无人操作而失效。非能动设施的功能依靠状态的变化、储能的消耗或自我动作来实现。它们可能经受压力、温度、辐射、液位和流量的变化。就非能动而言,又可根据其程度上的差别分为三种。第一种,除不需要外动力外,既无移动工质,又     

先进高温反应堆

【美国《核新闻》2003年2月刊报道】 随着把成本更低、量更大的重质原油转变成汽油的需求的增加,对氢的需求量也迅速扩大。世界汽车制造商正在积极参与氢燃料车辆的研制工作。在美国,总统还提出要加速此项研制工作的动议。如果这些计划取得成功,那么首批氢燃料车辆可在10年内投放市场。此外,欧洲联盟(EU)已宣布了一项价值数十亿美元的发展氢经济的动议。 对氢的需求日益增长足以证实开发以核能产氢的方法的合理性。如果汽车制造商成功开发出氢燃料车辆,对氢的需求将与对电的需求持平,甚至超过对电的需求。鉴于这些发展,目前有必要考虑用于…     

先进反应堆安全壳非能动特性分析及模拟架构

分析具有不同安全特征的安全壳系统,结合对事故过程机制及其物理模型分析,形成一整套适用于先进反应堆安全壳系统性能模拟的理论及试验验证分析体系架构,包括模拟需考虑的物理模型、模拟方法、模拟准则即等级划分、模拟数学模型以及相应试验验证流程。。     

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…