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。     

美国已完成先进轻水堆研究的第一阶段工作

【英国《原子》1988年5月号第39页报道】美国新一代的核电站将采用先进轻水堆(ALWR),该堆第一阶段的工作(论证阶段)业已完成,并进入设计阶段。按照美国电力研究所(EPRI)计划,美国正在确定两种类型先进轻水堆的设计和性能要求: ●1100—1300MWe级大型先进轻水堆要体现对现有工艺技术的革新成就。其设计     

高转换轻水堆

一、前言高转换轻水堆是一种转换比达0.8—1.0的堆型。它具有比现有轻水堆转换比高的特点。发展高转换轻水堆的原因是:①能有效利用现有轻水堆中生产的钚;②有助于推迟快堆商用化计划。在钚的有效利用方面,高转换轻水堆的燃料采用富集度约12%的 PuO_2-UO_2,电功率为1000MW级核电站的堆芯初期钚装载量达8t,可大量集中使用钚燃料。由于转换比高,堆芯内可生成比轻水堆更多的钚,因此有人把高转换轻水堆称之为钚的”     

核能发展途径与快增殖堆在核能中的地位

此文分析了世界能量资源的供求形势。利用核能发展模型,对五个典型的核能发展途径:一次通过循环方案、钚再循环方案、快增殖堆方案、快增殖堆加钚再循环混合方案、钍铀循环先进转换堆方案,计算了核燃料循环关键物料的需要量,并预计了它们的经济性。文章认为:①核能的前景将比现在好,暂时的低潮将会过去;②轻水堆-快堆组合体系将是世界核能发展的主线。     

高性能轻水堆

【《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…     

磁镜聚变增殖堆概念设计初步报告

为满足下世纪上半叶核能迅速发展的需要,设计了为轻水堆提供充足核燃料的磁镜聚变增殖堆CHD。增殖堆能满足10个以上同等规模功率轻水堆的核燃料的需要,它可以在不需要进行再处理的情况下直接加浓燃料。为了抑制靠近等离子体区域的裂变,对压平的功率强度进行了计算。用这种办法,增强了直接加浓聚变增殖堆的燃料生产。为了减少MHD的压降,冷却剂LiPb轴向流入再生区。虽然在反应堆中氚的投料量很低,为了减少氚通过冷却剂管的渗透,必须研制特殊材料。由11个轻水堆电站和一个聚变增殖堆组成的系统的电成本为传统的轻水堆电站的1.05倍。     

磁镜聚变增殖堆概念设计初步报告

为满足下世纪上半叶核能迅速发展的需要,设计了为轻水堆提供充足核燃料的磁镜聚变增殖堆CHD。增殖堆能满足10个以上同等规模功率轻水堆的核燃料的需要,它可以在不需要进行再处理的情况下直接加浓燃料。为了抑制靠近等离子体区域的裂变,对压平的功率强度进行了计算。用这种办法,增强了直接加浓聚变增殖堆的燃料生产。为了减少MHD的压降,冷却剂LiPb轴向流入再生区。虽然在反应堆中氚的投料量很低,为了减少氚通过冷却剂管的渗透,必须研制特殊材料。由11个轻水堆电站和一个聚变增殖堆组成的系统的电成本为传统的轻水堆电站的1.05倍。     

1998年美国核武器发展的新动向

最近国际和平基金会发表一篇题为“美国核武器的新动向”的文章 ,现摘要报道如下 :1.总趋势冷战结束后 ,美国目前大约保持着 840 0枚在役核弹头 ,其中有几千枚还处于一触即发的战备状态。 1998年美国核武器的新动向如下 :　　 ● 改进四艘俄亥俄级的核潜艇 ,使它装备三叉戟 IID- 5核导弹 ;　　 ● 改进 5 0 0枚民兵 导弹的命中率 ;　　 ● 建造两艘攻击型核潜艇 ;　　 ● 继续在空军引入 B- 2轰炸机 ;　　 ● 发射一种能替代三叉戟导弹的新导弹 ;　　 ● 把现有的全部核弹头进行现代化和改良性能 ;　　 ● 在洛斯阿拉莫斯实验室开始重新…     

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。     

日本致力于建立“独立”的核工业体系

【美国《核新闻》1985年8月号第68页报道】当前日本发展核电站的形势是:使核电站安全可靠;致力于先进反应堆系统的研究;及确立“独立”的核燃料循环系统。日本的轻水堆计划占世界第三位,仅次于美国和法国的轻水堆计划,目前有29座轻水堆在运行中,它的装机容量为21,400     

高性能包壳管材料的开发

1 前言 到2030年，轻水堆将迎来对现有核电站进行更新换代的时期。提高安全性、经济性和减少废物，以及提高Pu的有效利用对先进的下一代轻水堆开发的需求日益高涨。由于核不扩散方面的制约，现有轻水堆UO2燃料的235^U富集度被限定在5％以内，这对于大幅提高燃耗深度及实现高转换比有很大的制约。MOX燃料使用30％Pu（Pu f20％）级的高富集度的Pu燃料，与现有液态金属快堆（LMFBR）基本相同，能为许多革新型水冷堆所选择。     

为MTR乏燃料管理寻找稳定的核燃料循环后段工艺

【《欧洲核综览》 1998年 5— 6月刊报道】　直到 1988年底 ,由美国负责的研究堆乏燃料才返回美国。之后 ,研究堆的运行者不得不为乏燃料管理谋求其他出路。与此同时 ,为研究与试验堆降低浓缩度(RERTR)的计划将推出一种新型低浓铀(L EU)燃料 ,以取代高浓铀 (HEU)。 1996年初 ,美国开始执行一项针对研究堆将来 10年一致转用 L EU的新政策。10年后 ,这些研究堆的乏燃料后段工艺会有两种选择 :　　● 　 直接处置 ,看来确实难以实现 (剩余裂变材料含量高以及腐蚀率高 ) ;　　● 　 后处理 ,这是一种唯一成熟的后段技术。对材料试验堆 (M…     

概率截断值对先进轻水堆核电厂应急计划区划分的影响

1997年,美国核管会（NRC）在对被动与改进型先进轻水堆的应急计划进行评估后指出,在现有的技术框架下先进轻水堆的应急计划应当保持不变,但也表明如果考虑到严重事故发生概率更低,事故的延迟时间更长,则有可能简化对先进轻水堆的应急计划要求,减小应急计划区。这意味着,如果在事故选择时不考虑低于某一概率截断值的事故,则有可能对先进轻水堆核电厂应急计划区的划分产生较大的影响。本文以AP1000核电机组为例,参考美国NUREG-0396的方法,使用MACCS程序对选取不同事故概率截断值可能产生的影响进行研究。研究结果表明,只有当概率截断值高于某些相对概率较大、而后果较为严重的事故的发生概率时,才会对先进轻水堆应急计划区的划分产生较大影响。     

超临界水堆10年计划

超临界水堆(SCWR)是一种很有前途的先进核能系统，热效率很高(大约45％，现有轻水堆的热效率约为33％)，而且可以大大简化装置．超临界水堆本质上是一种在更高压力和温度下运行的直接循环轻水堆冷却剂在临界压力以上运行避免了沸腾，在整个系统中冷却剂保持单相。因此，也就不需要循环泵和喷射泵、稳压器、蒸汽发生器、汽水分离器和干燥器、超临界水堆的主要任务是生产低成本电力，它以2种成熟技术为基础：一是轻水堆．它是世界上使用最广泛的电力生产反应堆；另一种是世界上已在大量使用的超临界燃煤锅炉目前13个国家的32个组织正研究超临界水堆概念有大量关于超临界水堆概念及其技术难点的文献．这里不重述这些通用信息。第四代国际论坛超临界水堆指导委员会已经拟定了验证超临界水堆概念的计划，要求在2015年前完成所有基本研究和开发，并在2020年前建造小型(≤150MWU原型堆本10年计划的目标是评价超临界水堆的技术可行性。因此，本计划的重点是第四代路线报告中所确定的两个关键可行性方面的问题，即结构材料的选择／开发以及安全和稳定性的演示像经济评价、详细设计和材料的确定(codification)等问题在本阶段是次要问题，因此这里不考虑这类问题     

世界核电发展趋势与高温气冷堆

核能的发展面临经济竞争力、核安全、核废物的最终处置及防止核武器材料扩散的挑战。为改善公众的可接受性 ,核电厂的安全性进一步改进。电力市场体制的非管制化改革加剧了电力技术的竞争。环境保护意识增强使核废物的处置倍受关注。 80年代中期以来发展的先进轻水堆核电厂如ABWR ,System 80 ,EPR ,AP60 0等是今后一段时期内商用核电的主力堆型。进入 2 0 0 0年之际 ,美国能源部正在规划发展第四代先进核能系统 ,目标是在 2 0 2 0年或之前 ,向市场提供经过验证的成熟的第四代核电厂技术 ,以替代美国退役的核电容量。球床高温气冷堆被认为是第四代先进核能系统的优选技术。南非ESKOM电力公司选择了球床高温气冷堆作为今后核电发展的堆型。清华大学承担设计和建设的 10MW高温气冷实验堆计划在 2 0 0 0年内临界。通过10MW高温气冷堆的建造 ,我国已形成了高温气冷堆技术的自主知识产权 ,初步具备了自主设计、制造和建造的能力     

中国先进研究堆回路系统设计总结

目前，研究堆的类型曰趋多样化，有重水堆、轻水堆、气冷堆和正在研制的核聚变堆，不同的堆型，回路系统的配置相差很大，如101重水堆有与重水氦气有关的几个回路系统，49．2游泳池式堆也有与轻水有关的几条回路。但采用轻水作冷却剂，重水作反射层的堆，至少需设置十几条回路。CARR是一座轻水作冷却剂、重水作反射层的研究堆，回路系统设计时主要参考了国内外一些研究堆，如HWRR、ORPHEE堆，HANARO堆、FRM—Ⅱ等。     

国外先进轻水堆的开发状况和简要评述

本文主要对国外先进轻水堆的开发现状、发展趋势和主要核电国家(日本、法国、美国、西德和苏联)的开发情况作简单的介绍和简要评述。     

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…     

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     

小型堆经济性差吗？

象320 MWe安全一体化反应堆(SIR)这种先进小型反应堆,具有许多诱人的特性,它们能大大减轻公众对安全问题的担心。但是在BNES(英国核学会)举办的一次关于小型动力堆会议上,与会代表认为:先进小型堆要进入市场将面临许多困难,其中包括来自电力公司和管理人员对改变堆型的阻力。有两种具有竞争力的、可取代现有轻水堆的先进堆设计:其一是改进型设计,它看