共查询到20条相似文献，搜索用时 15 毫秒
1.
《中国原子能科学研究院年报》2017,(0)
正1 49-2游泳池式轻水反应堆概况49-2游泳池式轻水反应堆(以下简称49-2堆)从1959年开始建造,1964年12月20日首次达到临界,是我国自行设计、建造的第一座反应堆,是我国唯一一座运行寿期超50年的反应堆。49-2堆是工程材料试验堆,初期主要用于核潜艇和生产堆燃料元件考验,后期用于结构材料和燃料元件辐照考验、核仪器仪表辐照试验、放射性同位素生产、单晶硅中子掺杂、活化分析、运行人员培训等。2017年开始进行泳池式堆城市供热演示。49-2堆现已经发展为多用途堆,创造了巨大的社会效 相似文献
2.
高性能轻水堆（HPLWR）是在超临界压力下运行的轻水堆（LWR）。尤其是在可靠性、安全性、发电成本和防核扩散方面，这种反应堆都会优于现有核反应堆。HPLWR最显著的优点是因为它的设备和厂房尺寸比现有轻水堆更小，从而可以获得约1000／kW（电功率）的低建造成本和3～4分／kwh的低发电成本。 相似文献
3.
【《欧洲核能综览》2000年1～2月刊报道】 市场持续不断地要求提高轻水堆经济性和效率,这导致热力学超临界范围的轻水堆概念的提出。在一种一次循环概念中,水以液态进入反应堆而流出的则是高压水蒸汽,这可能简化反应堆的设计。 由研究院和厂商的高级专家组成的小组将详细研究高性能轻水堆(HPLWR)的优点,HPLWR效率可望达到44%,能量密度很高。研究结果也将有利于现有轻水堆技术的改进。 HPLWR项目总体目标是评估运行在热力学超临界区域的高效轻水堆的优点和经济可行性,以明确HPLWR是否可以作为核电厂的选择。 其它目标有:研究高温环境… 相似文献
4.
【日本《原子能视野》2000年专刊第19～23页报道】 日本走的钚再循环路线是通过快堆重新利用核工业所生产的钚的。但最近的快中子增殖堆计划比当初预定的延迟了许多,所以今后不得不经过相当长的时间以轻水堆来有效利用钚。日本原子能研究所把可灵活适应于有效利用铀资源,降低放射性废物产生量及有效利用剩余钚等广泛需求的未来型轻水堆——欠慢化能谱反应堆作为轻水堆高技术研究的重要一环,而确立了其今后能源体系研究的核心地位。 1. 何为欠慢化能谱反应堆 现在,即使核能发电广泛地采用轻水堆,反应堆内部一部分不易产生核裂变的U-238也吸… 相似文献
5.
【英国《化学、生物、辐射和原子事件军事记录})l 986年了月号报道】: 一、一些主要民用后处理厂处理动力堆姗料的能力‘”国家厂反应堆燃料类型(“,运行年代年处理能力(MTU/a)埃塞萨莫尔雷森迪阿格杯提取厂UPZ氧化物(坎杜堆)氧化物(轻水堆)氧化物(轻水堆)金属(镁诺克斯堆)氧化物(轻水堆)氧化物(轻水堆)氧化物(轻水堆)金属〔镁诺克斯堆)氧化物〔轻水堆)氧化物(轻水堆)氧化物(坎杜堆)氧化物(坎杜堆)氧化物(坎杜堆)氧化物(轻水堆)氧化物(轻水堆〕氧化物(坎杜堆)金属(镁诺克斯堆)氧化物(轻水堆和改进型气冷堆)1988?1992?198,19巧7一86197619… 相似文献
6.
7.
【日本《原子能视野》2002年1月刊第18～22页报道】 日本从美国引进的轻水堆自1970～1971年陆续运营以来,逐渐谋求反应堆的大型化。目前,日本正着手开发电功率为1700 MW级的ABWRⅡ和APWR+型核电站反应堆。这些反应堆是对先前反应堆进行进一步改进与发展、是进一步谋求提高反应堆的经济性、安全性以及运行与自我维护性能的大型轻水堆。与此同时,日本还在研究开发能建在能源需求地附近的机动灵活的革新性小型反应堆、旨在有效利用资源的欠慢化能谱反应堆、旨在提高热效率的超临界压水堆、利用核热制造氢的高温气冷堆等。另外,在快中子增… 相似文献
8.
载热剂核沸腾的研究是反应堆噪声分析的重要课题。它首先用来探测萨克斯登(Sax-ton)反应堆的局部核沸腾,以后又用于钠冷快堆钠沸腾和轻水动力堆局部核沸腾的探测技术中。轻水动力堆局部核沸腾的研究可以分成两个方面:(1)研究沸腾噪声的特征;(2)研究沸腾噪声的理论模型及沸腾噪声在堆内的传播规律。近年来,利用沸腾噪声成功地确定了沸水堆堆内载热剂流速和空洞份额,研究了堆的稳定特性。 相似文献
9.
10.
水冷反应堆包括轻水堆和重水堆,轻水堆分为压水堆和沸水堆;重水堆分为加压重水堆和加拿大的氘铀堆。国际上把它们归为一类进行研究。本文涉及的破损燃料元件的在役检测和处理包括：反应堆运行时的检测;换料时或换料后的检测;在燃料组件内鉴别破损的燃料棒;燃料组件的监测、拆卸和修复;破损燃料棒拆出后的检测,破损定位与修补。 相似文献
11.
水冷反应堆包括轻水堆和重水堆,轻水堆分为压水堆和沸水堆;重水堆分为加压重水堆和加拿大的氘铀堆。国际上把它们归为一类进行研究。本文涉及的破损燃料元件的在役检测和处理包括：反应堆运行时的检测;换料时或换料后的检测;在燃料组件内鉴别破损的燃料棒;燃料组件的监测、拆卸和修复;破损燃料棒拆出后的检测,破损定位与修补。 相似文献
12.
13.
14.
【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… 相似文献
15.
CARR是一座轻水慢化和冷却、重水做反射层、反中子阱型池内罐式多用途反应堆。堆内部件 相似文献
16.
【日本原子能研究所网站2003年7月2日报道】 日本原子能研究所正在以传统的轻水堆为基础、以有效利用铀资源为目的、开发改良型水冷却反应堆——欠慢化轻水堆,并成功开发出实时测量在高温高压条件下,模拟复杂沸腾管路构成的堆芯管路内蒸汽体积比率(空泡率)的技术。 在欠慢化轻水堆中,中子由水来慢化,为提高核燃料中铀-238转化为钚-239的比率,就必须在确保冷却性能的前提下使堆芯内的空泡率保持高水平,所以对设计研究来说就必须高精度地测量空泡率。而且,由于反应堆功率是随空泡率的变化而变化的,所以要预测功率的变化,实时测量空泡率是必不… 相似文献
17.
轻水堆反应堆压力容器(RPV)是反应堆冷却剂压力边界的一部分,其最严重的失效型式是脆性断裂。为此,美国核管会联邦法规第10篇第50部分(NRC-10CFR50)的附录A——核电站总设计准则——的准则31(防止反应堆冷却剂压力边界断裂)规定:(1)压力边界应在非脆性状态下工作;(2) 断裂迅速扩展的概率应降到最小。因此,必须对 相似文献
18.
能源系统规模 .轻水反应堆电功率:100万千瓦 .生产的热量:21x10’“英国热量单 位/年 .利用系数:70% .转换效率:33% .反应堆寿命:30年说明 .轻水反应堆有两种类型:压水堆(它 把水加热,但不允许沸腾)和沸水堆。主要组成部分 .安全壳建筑物 .反应堆压力容器.反应堆堆芯内的燃料组件.汽水分离器.透平发电机.冷却水冷凝器.液体废物系统.冷却塔.压水堆冷却系统的一回路和二回路 之间是蒸汽发生器.沸水堆冷却系统仅有一个回路.辐照燃料储存池.废物处理系统.辅助通风控制系统.工程监督用的安全装置主要的环境问题-- .从冷却塔飘到空气中的化学废气 … 相似文献
19.
【《日本原子》1989年3月号第4页报道】日本动力堆核燃料开发事业团(PNC)总结了日本原型先进热中子反应堆(ATR)10年的运行经验,并且累积了有关 ATR 的设计、建造和示范运行方面有价值的数据。普贤堆是一座重水慢化的轻水沸腾的压力管式反应堆,被称为第一座铀-钚混合氧化物燃料热中子反应堆。它的特点是,可采 相似文献
20.
正【英国《国际核工程》网站2014年4月28日报道】一体化固有安全轻水反应堆(12S-LWR)是一种带有一体化一回路配置的1000 MWe压水堆概念。该概念将一座1000 MWe的反应堆"挤进"可制造尺寸的压力容器中,从而将大功率(具有良好的经济性)与一体化设计(具有良好的安全性)结合在一起。一体化固有安全轻水堆概念是为响应美国能源部(DOE)为核工程大学计划(NEUP)一体化研究项目(IRP)征集的固有安全轻水堆主题而提出的。一个由乔治亚理工学院领导的多学科团队正在开展相关 相似文献