先进核动力堆

【澳大利亚铀信息中心网站2004年11月报道】 在50多年的时间里,世界核工业一直在不断开发和改进反应堆技术,并且正在为迎接新型反应堆做准备。预计未来 5～20年内将建成新型反应堆。 反应堆通常被以“代”划分。第一代反应堆是20世纪50—60年代开发的,目前仅有相对较少的第一代反应堆仍在运行。现役的反应堆大部分属于第二代反应堆。第三代反应堆是本文介绍的先进反应堆。首批第三代反应堆已在日本投入运行;而且还有一些国家正在建造或准备建造第三代反应堆。第四代反应堆目前仅处于设计阶段,最早也要到2010年才能投入运行。 目前,世界上8…     

温茨凯尔的零功率研究性反应堆

在温茨凯尔计划建立一个零功率研究性反应堆,用以研究高温气冷反应堆有关的问题。应应堆“勇士”将建立在改进型气冷反应堆“AGR”的附近,该堆的建造工程已经开始。反应堆“勇士”准备用来作开动AGR反应堆所必须的某些试验。好些AGR型反应堆在1965年以后将用来发电,该堆将在很高的温度下运行,并产生比卡尔德霍尔型反应堆高得     

数字反应堆发展与挑战

数字反应堆是针对反应堆系统开展综合性能数值模拟的集成平台。本文回顾了反应堆数值模拟技术的发展历程,并阐述了构成数字反应堆的3个技术要素:目标场景、先进模型与多物理场耦合技术、集成环境。尽管目前数字反应堆发展还面临若干技术挑战,如多学科和多尺度计算的时空协调问题、设计优化的复杂性、缺乏数据库等,但数字反应堆仍能更好地分析限制反应堆性能或影响反应堆安全的关键问题,以及从机理上解释那些无法通过试验观察或测量的现象。      

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…     

反中微子监测反应堆运行的数值模拟

利用反应堆出射反中微子计数监测反应堆运行,是国际上新兴的防扩散监测技术,已经过了实验检验。为研究该方法监测反应堆的能力,我们通过在现有MCNP5和MCORGS数值模拟软件中增加了蒙特卡罗方法模拟出射反中微子数目、能量和方向等信息的功能,开发出了用于模拟探测反应堆运行时出射反中微子的数值模拟软件。利用该软件我们研究了反应堆燃耗与出射反中微子计数关系、不同燃耗下铀和钚材料同位素比与出射反中微子计数关系、不同反应堆运行和换料条件下出射中子随反应堆运行时间的变化规律等问题。数值模拟结果表明,反应堆出射反中微子计数可以提供与反应堆运行情况相关的信息。     

反应堆堆型标准名称

AGR=改进型气冷、石墨慢化反应堆;BWR=沸腾轻水冷却和慢化反应堆;FBR=快中子增殖反应堆;GCR=气体冷却、石墨慢化反应堆;HTGR=高温气体冷却、石墨慢化反应堆;LWGR=轻水冷却、石墨慢化反应堆;     

1979年动力堆负荷因子

1979年第三季度又有四座新反应堆交付使用,这样西方世界在运行中的反应堆,即运行的和暂时停止运行的反应堆总数是177座,其中运行时间超过一年的反应堆有163座。     

低温堆控制室安全审评与设计变更

反应堆控制室是反应堆人-机接口最集中的区域,也是反应堆误操作最多的地方。改进反应堆控制室设计是提高反应堆安全的关键因素之一。依据核电厂相关法规、标准,参照低温堆设计准则和功能要求开展低温堆控制室的安全审评。根据审评要求,进行相应的设计变更,进一步优化了低温堆控制室设计,提高了设施安全性。     

缓发超临界过程燃料元件温度场动态分析与快速计算

针对反应堆缓发超临界过程特点,本工作建立了物理、热工及热量传递模型,采用准稳态方法对缓发超临界过程反应堆平均通道单根燃料元件温度场进行了计算分析,并与某反应堆仿真平台计算结果进行对比。分析表明,在功率变化不剧烈的反应堆动态过程,采用准稳态计算方法可以较准确地计算出燃料元件温度场随时间的变化规律。且本工作模型相对简单,计算速度快,对于反应堆动态运行研究及船用反应堆事故分析均有重要意义,对于反应堆热工设计也具有重要的参考价值。     

秦山第二核电厂反应堆功率系数应用分析

功率系数用于反应堆功率变化过程中的反应性计算,但是在反应堆机组不同的运行情况下功率系数的应用并不相同,通过分析反应堆机组不同运行情况下功率系数的应用,有助于反应堆功率变化过程中的反应性计算。     

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     

基于动态参数法的反应堆周期计算稳定性优化研究

本文对反应堆启动数据进行了统计分析,得出反应堆启动过程的不同阶段测量信号涨落特性不同,提出了一套基于动态参数法的反应堆周期算法。结果表明,该方法有效地改善了反应堆周期计算的稳定性,具有一定的工程应用价值。     

1958年6月30日为止美国已建成和正在建造或计划建造的反应堆

正在建造的反应堆针划建造的反应堆共曦弓︸2 43斗36污I,二,且3,18,占2223月,,几,‘1几.1 62今」 3连.州!川川洲川拆卸反应堆}运娜 高温反应堆L民用动力模式堆(在美国境内)2.在国外的民用动力模式堆3.实旅性民用动力反应堆4.商船用反应堆,水上的和地上的棋式堆5.大规模的军本动力反应堆6.军用模式堆和实脆性装砚(非秘密的)7.军用模式堆和实旅性装涅(机柳的)高温反应堆的总数428,J 3J,遴‘9 2 2 116 ,10 2 22,工t了22321628巧10 3 13 1374 低温反应堆L研究用反应堆和教李用反应堆(在美国境内)2.在国外的研究用、教拿用反应堆和供拭脆用的反…     

新奇的屏蔽实验

在美国原子能委员会内华达试验场的一座高1527呎的塔形建筑物已经建造完工(图1)。此塔形建筑物将用来进行一系列武器效应实验。设计作为辐射源的无屏蔽反应堆预计在3月内装配完成。该反应堆最初叫做快中子爆发(脉冲)反应堆,而现称为保健物理研究用反应堆。反应堆将装设在升降机     

数字化核测量系统反应堆倍周期计算的敏感性分析

反应堆倍周期是核反应堆工程中的一个重要参数。在反应堆启动和功率提升过程中,操纵员可通过反应堆倍周期来了解反应堆的运行状态,并据此控制反应性。数字化核测量系统通过对与反应堆功率成正比的电压信号进行采样和处理,计算得到反应堆倍周期。在实际的应用中,电压信号往往包含测量噪声,对计算结果带来较大的不确定性。针对数字化核测量系统的倍周期计算问题,对其敏感性进行了分析,并给出相应的算例。     

俄罗斯重新评价RBMK型反应堆

【世界核协会网站2006年5月5日报道】尽管切尔诺贝利核事故给RBMK型反应堆带来了极不好的声誉,而且西方的核安全机构希望看到RBMK型反应堆全部被关闭,但俄罗斯目前却正在考虑延长其11座现役RBMK型反应堆的运行寿期,并提升这些反应堆的功率。而位于立陶宛的第12座现役RBMK型反应堆将在2009年关闭。在切尔诺贝利事故后,俄罗斯对RBMK型反应堆的设计进行了重大改进,并进行了大规模翻新,其中包括更换反应堆的燃料通道。因此,1000MWe RBMK型机组实现45年的设计运行寿期是可行的。2005年,RBMK型反应堆的发电量占俄罗斯核发电总量的48%…     

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。     

基于多专业耦合分析的钍基熔盐堆反应堆本体设计研究

基于固态燃料钍基熔盐堆（TMSR-SF1）的特点,提出了基于多专业耦合的反应堆本体设计方法。参考现有成熟的设计规范,结合固态燃料钍基熔盐堆反应堆本体的结构和功能要求,完成了反应堆本体结构设计方案,并进行了反应堆本体屏蔽设计分析、堆容器上顶盖传热与温度场分析、反应堆结构力学分析,最终通过本体结构设计与多专业分析的反复分析迭代,初步实现了TMSR-SF1反应堆本体设计,满足TMSR-SF1功能要求。此外,通过反应堆结构选材论证和制造可行性分析,确保了结构设计的工程可实施性。      

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     

二氧化碳冷却反应堆始发事件和验收准则研究

直接循环二氧化碳冷却反应堆作为一种新概念反应堆,和直接循环沸水堆、间接循环氦气冷却堆、压水堆等相比,其系统配置及安全特性不同,安全设计中所考虑的始发事件与安全准则与现有反应堆存在差异。始发事件清单是反应堆设计的重要输入项,是反应堆系统安全设计的基础;验收准则为安全分析结果是否符合安全要求提供判据。本文采用主逻辑图分析方法,针对直接循环二氧化碳冷却反应堆开展研究,初步提出了反应堆安全设计所需要的始发事件,并根据设计对象特点,基于现有的压水堆、气冷堆及新堆等工程经验,初步给出了验收准则。该研究为直接循环二氧化碳冷却核动力系统安全设计奠定基础,也为直接循环反应堆的安全设计提供参考。