轻水堆核电站堆芯熔化分析

本文阐述了开展轻水堆核电站堆芯熔化事故分析的必要性,介绍了堆芯熔化事故计算程序MARCH,并针对轻水堆核电站三种不同工况利用 MARCH 程序进行了计算,结合计算结果讨论了堆芯熔化事故的物理过程。     

轻水堆在未来核电站中的潜力

核工业目前面临着核能在基荷电力生产方面保持和继续生存、以及核能渗透到其它领域能源市场尤其是在氢的经济性方面的双倍挑战。本文表明，在今后几十年内，水冷反应堆尤其是轻水堆(LWR)仍将是基荷电力生产的中流砥柱。第四代反应堆堆型可能在约30年内进入市场，使其成为能与轻水堆相竞争的、或者作为轻水堆的一种补充渗透到新的能源市场，例如氢的生产和，或拓展铀资源。本文也讨论了与赢得公众接受新一代核能建设有关的问题。     

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。     

轻水堆退役经验

德国有10座以上的核电站已经退役或正在拆除之中。利用施塔德（Stade，KKS，670MWe）压水堆核电站的退役作为一个例子，从电力公司的角度说明了退役的目标、策略、准备工作、取证、技术拆除和安全考虑。正在探讨与废物定性、后勤和经济性相关的挑战。     

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。     

轻水堆技术选择标准——欧洲用户要求（EUR）组织简介

【法国《核综论》2009年第3期报道】欧洲用户要求（EUR）组织成立于1991年，目前已汇集了欧洲一些最大的电力公司。这些电力公司共运营着约130台机组，其核发电量占世界总核发电量的40％。目前，EUR文件已成为建立在设计目标和运行规范的大量经验基础上的规范，是可供招标设计使用的基础性文件。     

先进堆严重事故对策

为了借鉴国外经验以推动我国严重事故研究的开展和提高核能利用的安全性,为了了解国外严重事故研究的开展状况、研究前沿、研究成果及应用,需要对国外严重事故研究进行考察。考察表明,自三哩岛事故后,国际上对严重事故及其管理措施进行了全面深入的研究,对其过程、现象有了较完整的认识。在此基础上,核电站设计从理论到实践都有了很大的改进,先进堆严重事故对策体系已经形成。但是由于严重事故不易验证,对其物理机制的认识还     

多用途一体化轻水堆初步设计方案和安全分析

为满足未来区域性核能供电、核供热、大规模制氢、海水淡化等需求,迫切需要一种结构简单、固有安全性高、经济性高的多用途反应堆.基于此,一种多用途的一体化轻水堆设计概念被提出,包括不同设备的初步设计方案和参数;根据其特点,利用最佳估算程序RELAP5对其中一个设计方案进行了稳压器汽腔破口事故和主泵断电引起的丧失流量事故的确定论安全分析.结果表明,在保守假设条件下,其固有特性和安全系统仍能保证堆芯始终处于被淹没状态,非能动余热排出系统可有效导出停堆后的长期衰变热,从而为进一步研究一体化轻水堆的设计和运行安全特性打下了基础.     

轻水堆严重事故及可能的缓解措施

现有概率安全评价指出，常规轻水堆的堆芯熔化频率及安全壳失效，放射性大量释放的频率都是是很低的。但这些风险对于下一代先进轻水堆说是不能忽力听，近年来西方对下一代先进轻水堆的安全目标作了更高的要求，即在严重事故的条件下，仍然能保证安全壳的完整性，而无需采取应急措施，这就要求对严重事故现象可有足够的认识，以便对严重事故设置相应的缓解措施，本文简述了严重事故的物理现象，机理及可能的缓解策略，综述了这方面的     

压水堆核电站严重事故下的设备鉴定

本文给出了压水堆核电站严重事故下设备鉴定研究的基本内容和研究结果。对需鉴定设备的确定原则,鉴定环境条件包括压力、温度及辐照剂量的确定方法,以及设备鉴定建立的过程进行了详细的讨论和分析。        

先进轻水反应堆核电厂取消运行基准地震的原因和措施

在先进轻水反应堆业主文件(ALWR-URD)中提出对核电厂抗震设计取消运行基准地震(OBE)的要求,其观点是没有必要执行OBE和SSE两套完整的抗震分析方法.美国核管理委员会(NRC)有关部门也讨论了从安全停堆地震(SSE)如何消除OBE影响的问题,认为OBE不应当控制安全系统的设计,并根据过去核电厂抗震设计研究与经验编制了相应的备忘录,于1993年得到NRC批准.本文根据该备忘录内容整理了两大问题:取消OBE的背景和原因,取消OBE后所采用的措施和方法.并从核电厂构筑物、管道、支承件、设备以及电厂震后决策等几方面的抗震要求进行了论述.     

中国先进研究堆安全设计

中国先进研究堆(CARR)是一座轻水冷却和慢化、重水反射的池内簟式研究堆。额定核功率为60MW。堆芯装载21盒燃料组件,芯体材料为U_3Si_2-Al_x弥散体,包壳材料为6061铝。CARR具有堆芯小、热流密度高和流速高等特点,使得CARR的安全设计难度很大。本文详细介绍了CARK设计中采取的安全措施,如ATWS缓解系统、足够大的主泵转动惯量、足够的自然循环能力和靠UPS供电的随堆运行的应急堆芯冷却系统等。事故分析结果表明,CARR具有很高的固有安全性,采取的安全措施是有效的。     

超临界水冷堆开发现状与前景展望

超临界水冷堆是被国际上选定为第四代核能系统长远开发的6种堆型之一,是在现有LWR和超临界火电技术基础上发展起来的革新型设计.在技术上,超临界水冷堆可以借鉴现有PWR和超临界火电的设计、建造和运行经验,不存在不可逾越的技术障碍.我国近期和中期目标都是采用压水堆技术,考虑到技术的继承性和可持续发展的要求,开发和研制超临界水冷堆核能系统是必然的选择.     

重水堆核电厂应急行动水平的改进

本文介绍的改进是针对秦山第三核电厂于2010年发布的应急初始条件(IC)及应急行动水平(EAL)第三版进行的修订,修订考虑了IAEA有关标准和文件的新变化、美国NRC有关导则的改变以及我国正在开展的核安全导则制定。修订采用了秦山第三核电厂现有ICEAL的应用实践,并考虑了电厂技术文件升版中有关变化。本次修订的重点包括:适用运行模式;安全壳γ辐射水平对应的EAL;辐射水平异常和放射性流出物异常的EAL;核电基地统一考虑自然灾害ICEAL;扩展了有毒或可燃气体、保安事件的ICEAL。     

我国发展先进小型轻刊反应堆的一些思考

文章介绍了先进小型轻水堆发展历史和基本特点;提出了在我国开展先进小型轻水反应堆研究和应用的建议和策略。先进小型压水堆主要面对非主干网电力系统,可以比较经济和高效地替代中小型火电机组,因此可以作为节能减排的重要补充手段。先进小型轻水反应堆在安全性和经济陛上的特点扩大了核能在新兴工业国家和发展中国家的市场,可以成为我国核电设备出口的重要组成部分。