AC600的开发目标及进展

ＡＣ６００是根据世界核电发展趋势和用户要求，结合我国国情和技术基础而开发的中等容量规模、新型的下一代核电站。ＡＣ６００的主要设计特点为：选用先进的堆芯和非能动安全系统，采用二环路标准设计和国际通用设备，以及先进的控制室和模块式建造；同时对现有的系统进行简化，提高核电站的可运行性，降低建造和运行成本。为加速我国下一代先进堆的开发进程，开展了与美国西屋公司的联合经济技术研究。在ＡＣ６００的基础上，开发     

重水堆技术优势及发展设想

与作为技术主流的压水堆相比,重水堆因其独特的堆芯设计和运行特点,具有燃料灵活多样、铀资源利用率高、可利用钍资源和回收铀、可大量生产60Co等多种同位素的技术优势。秦山三核正在根据重水堆的比较优势开发重水堆相关技术,目前已经实现60Co生产棒束入堆,并正在联合国内外科研院所研发重水堆回收铀应用和重水堆利用钍资源技术。一旦实现重水堆利用回收铀或重水堆利用钍技术,重水堆运行将不再大量消耗天然铀资源,对后续在其他堆型推广应用,多渠道解决核燃料供应并促进核电产业的科学发展均意义重大。     

先进重水堆的设计与开发——印度革新型钍燃料核反应堆

印度提出了一项立足于其丰富的铀和钍资源的核电发展规划。第一阶段建造基于天然铀和压力管技术的加压重水堆（PHWR）;第二阶段在快堆中使用从PHWR得到的钚使裂变材料增殖。考虑到印度巨大的钍资源蕴藏量,未来的核电规划将会基于^232Th-^233U燃料循环,但是对于整个燃料循环需要不断发展钍基技术。先进重水堆（AHWR）就是为了满足这个需要,它是直立、压力管式、重水慢化、沸腾轻水冷却、自然循环式的300Mw电功率反应堆。其燃料由（Th-Pu）O2和（Th-^233U）O2燃料棒组成,燃料棒束设计成能南Th转化来的^233U产生出最大的能量,并且具有负反应性空泡系数。在AHWR中采纳了成熟的压力管技术,并且应用了很多非能动特性（国际趋势）。AHWR与常规核电反应堆的显著不同之处是：它依靠自然循环带出堆芯热量,在正常运行条件下不需要泵,应用了几个非能动安全系统排出停堆工况的堆芯衰变热以及缓解假想事故工况。AHWR设计在分析和实验研究开发的反馈中不断改进,本文给出了AHWR目前设计的细节。     

在继承中发展 在开拓中进取

秦山三期(重水堆)核电站是我国首座商用重水堆核电站。它采用加拿大坎杜6核电技术,装机容量2×728兆瓦,总投资25.7亿美元。中核集团秦山第三核电有限公司是秦山三期(重水堆)核电站的业主单位,全面负责工程建设和生产运营管理。公司成立于1997年1月,由中国核工业集团公司、     

我国核电厂运行中的氚排放

对2005年底以前我国已运行核电厂的气载和液态氚排放状况进行了总结,并对不同堆型电厂的氚排放差异进行了分析。结果表明,我国压水堆核电厂,氚的排放得到了有效的管理和控制,均在国家规定的限值之内。我国重水堆核电厂,在运行初期的氚的归一化排放量平均值在全球平均值的10%以下。压水堆核电厂氚的排放水平以液态排放途径为主,而重水堆核电厂液态氚与气载氚的排放水平相当。重水堆核电厂气载氚的排放水平明显高于压水堆核电厂。     

几个核电站堆型组合体系的燃料利用特性比较

本文提出一个核电战略分析的解析模型,对轻水堆—快堆、重水堆—快堆、重水堆—重水堆(钍自持)三种堆型组合体系作了比较,认为重水堆—快堆组合是理想的,轻水堆—快堆组合是可行的,重水堆—重水堆(钍自持)是不可取的。     

压水堆回收铀在重水堆应用示范验证试验

回收铀（RU）是一种重要的核能资源,随着核电发展和铀资源价格的上涨将更加受到重视,迄今为止国际上尚未很好地解决其有效利用问题。鉴于我国既有压水堆又有重水堆的现状,本文提出利用重水堆烧RU的设想,开发了一种与天然铀燃料中子学等效的由RU和贫铀（DU）混合而得的等效天然铀（NUE）燃料,并在秦山运行重水堆上开展随堆示范验证试验,以积累RU利用相关运行经验,为后续全堆应用提供了关键的技术支持。     

我国的快堆技术发展和实验快堆

随着我国核电技术的发展,自主研制钠冷快中子增殖堆十分必要。本文介绍了我国在研究开发快堆技术方面的历史和实验快堆的设计原则、设计简介和安全特性。     

秦山三期重水堆核电站技术创新实践

文章介绍了秦山第三核电有限公司消化吸收引进技术,坚持改进创新,提升重水堆核电机组综合性能;坚持自主科技攻关,实施汽轮机功率提升改造及深入开拓重水堆技术优势,大力推进重水堆钻-60生产、回收铀和钍资源利用技术开发。通过不断地科技创新和实施技术改造,核电站的安全性和可靠性也不断提高,核电站整体运营水平处于国际先进水平,取得了良好的经济效益、环境效益和社会效益。     

国内外部分小型压水堆安全特性比较分析

随着核电行业的发展,尤其是福岛事故之后,小型反应堆因具有放射性源项小、结构简化与大型压水堆相比有独特优势的特点,引起了人们的关注。美国、日本、俄罗斯和韩国等相继开发了小型堆技术,我国也相继开发了低温供热堆和高温气冷堆等小型堆技术。目前小型压水堆是各国优先开发的目标。针对世界上众多的小型压水堆技术,我国选取了m Power、Nu Scale、ACP100和NHR-I 4种反应堆技术为代表进行总结并对比其设计特点和设计参数,尤其对四种堆型的安全特性进行比较分析,为后续的堆型发展提供思路。     

核电厂流出物中14C的管理控制

介绍了国内外压水堆(PWR)和重水堆(HWR)核电厂流出物中14C的产生和释放管理现状、减少14C产生和释放的方法以及14C的提取、净化和分析方法,为我国核电厂气态和液态流出物中14C的监测和控制提供基础资料.此外,针对我国核电厂14C的排放和监测情况,提出了几点建议.     

压水堆核电站含氚废水产生与排放

随着核能发展和环境保护的需要,核电站排氚的问题逐渐进入公众的视野。本文简要介绍了压水堆核电站氚的产生和释放机理,核电站运行时液态氚的排放情况,并对国内外法规标准进行了比较分析。通过上述分析,提出了对现有压水堆核电站含氚废液处理的需求。     

西南反应堆工程研究设计院APWR开发研究工作简介

本文简要地介绍了西南反应堆工程研究设计院在先进压水堆方面所做的跟踪和开发研究工作,介绍了具有中国特色的先进压水堆核电厂(AC-600)的设计目标、初步方案的特点和今后工作的设想。AC-600的优点是工程投资少,固有安全性好,可靠性高,工期短,并能很好地与我国已建造的或正准备建造的压水堆核电厂相衔接,是我国发展核电厂的主要方向。     

商用压水堆核燃料研发进展与应用展望

压水堆(PWR)是目前核电厂反应堆的主力堆型,而核燃料是反应堆的能量源泉和放射性裂变物质的主要来源,关乎核电厂的经济性和安全性。本文对当前国际上面向商用PWR应用研发的掺杂UO₂燃料、高铀密度燃料、微封装燃料和金属燃料的性能特点、技术状态及前景进行了归纳和评价。在掺杂UO₂燃料中,大晶粒燃料具有较高的技术成熟度,将在PWR实现大规模商用;高铀密度燃料和金属燃料在高温水腐蚀氧化问题以及事故下的行为仍待研究解决;具有极致安全的微封装燃料更适合特殊用途的小型反应堆。应协同开展先进燃料组件设计、建立设计准则以及研发高保真的性能分析技术等,以充分发挥新型燃料的可靠性及高燃耗优势。     

Development of passive safety systems for Next Generation PWR in Japan

Our country’s energy demand is expected to increase steadily into the future. When the situation of our country, which is not rich in energy resources, is taken into account, it seems that the importance of nuclear power generation will be heightened. Based on such a background, the basic policy for nuclear power generation is ‘from light water reactors to fast breeder reactors’. However, considering that light water reactors have become common, the recent outlook for the supply and demand for uranium resources, development trends of fast breeder reactor technology, etc., the light water reactor is expected to remain dominant in our country until at least the second half of the 21st century. Therefore, five PWR utilities in Japan (Hokkaido, Kansai, Shikoku, Kyushu, and Japan Atomic Power), Mitsubishi Heavy Industries Ltd and Westinghouse Electric Corporation have jointly started researching the Next Generation PWR (N.G.P) which is expected to be the leading nuclear power plant, taking place of APWR [T. Magari, Development of Next Generation PWR in Japan, Proceedings of the 10th Pacific Basin Nuclear Conference, 1996; K. Fujimura, et al., Proceedings of the Second International Symposium on Global Environment and Nuclear Energy Systems, 1996]. In this program, construction is targeted to start from 2010 based on expected future environmental conditions. Now, the capacity of more than 1500 MWe class PWR concept is investigated and a plant concept which has innovative features of a hybrid safety systems, i.e. an optimum combination of active and passive safety systems, and horizontal steam generators for core cooling at the accidents is developed as a promising candidate. The plant concept and the results of the investigation are presented in this paper.     

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     

三种堆型核电厂经济性评价

本文分析了核电投资的特点、建立了考虑价格浮动和通货膨胀等因素影响的核电厂建成价和核燃料成本的计算模型。对压水堆、高温气冷堆和快堆三种堆型的经济性进行了研究。结果表明，当高温气冷堆和快堆两种先进堆型实现商用概念设计后，其商业竞争能力可与现有的压水堆相媲美。     

Development of next generation PWR in Japan

The demand for energy in Japan is expected to increase steadily into the future, and it seems that the importance of nuclear power generation will be heightened more when the situation of our country which is not rich in energy resources is taken into account.

Furthermore, when we consider the present situation that the light water reactors have become common, recent outlook for the supply and demand for uranium resources, trends in the development of the fast breeder reactor technology, etc., the light water reactors are expected to remain dominant in the nuclear power generation of our country until at least the second half of the 21st century.

Based on such a background five PWR utilities in Japan (Hokkaido, Kansai, Shikoku, Kyushu, and the Japan Atomic Power), and Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. have jointly started researching the Next Generation PWR which is expected to be the leading nuclear power plant taking place of APWR.     

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.     

Development of a simulation platform for studying on primary frequency regulation characteristics of nuclear units

With the rapid development of nuclear units, the primary frequency regulation (PFR) characteristics of nuclear units have a significant affect on the frequency stability of power system. Power system will suffer great challenge if nuclear units do not participate in PFR, so study on the PFR characteristics of nuclear units has becoming a pressing issue. A detailed, nonlinear, time-varying dynamic mathematical model of a whole pressurized water reactor (PWR) nuclear power plant has been established in the present study. The simulation platform for studying on the PFR characteristics of nuclear units has been developed according to the model established. Using the simulation platform, the operation and control mode of PWR nuclear units participating in PFR of power system is simulated and studied. The simulations results show that PWR nuclear units are feasible in participating in PFR from safety and economy by adopting the operation and control mode presented in the study, which can contribute to the practical operation of power system.