CANDU堆介绍
重水研究堆退役废物再利用研究
第４７卷第８期原子能科学技术Ｖｏｌ．４７，Ｎｏ．８ ２０１３年８月ＡｔｏｍｉｃＥｎｅｒｇｙＳｃｉｅｎｃｅａｎｄＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙＡｕｇ．２０１３ 重水研究堆退役废物再利用研究 岳维宏，逄锦鑫 （中国原子能科学研究院，北京 １０２４１３） 摘要：实现废物再利用是废物最小化的重要措施之一，从废物流中将有潜在利用价值的物料分离出来实现再利用可大幅减少对环境的影响。本文以中国原子能科学研究院重水研究堆退役为实例研究了放射性废物再利用问题。通过全面分析和计算重水研究堆在退役期间产生的各类废物，得出具有一定数量的物料有潜在的利用价值，可直接或经适当处理后再利用在其他行业领域中。研究表明，通过采取废物最小化控制措施（如废物分类和废物流分离等），采用适当的去污技术和执行清洁解控要求，至少可使重水研究堆退役过程中产生的几十吨钢铁、１０ｔ铝材和５ｔ重水实现再利用。关键词：重水研究堆；退役；废物；再利用 中图分类号：ＴＬ９４ 文献标志码：Ａ 文章编号：１０００‐６９３１（２０１３）０８‐１３９８‐０７收稿日期：２０１２‐０３‐０９；修回日期：２０１２‐０５‐２８ 作者简介：岳维宏（１９６７—），男，甘肃会宁人，研究员级高级工程师，博士研究生，辐射防护及环境保护专业 ｄｏｉ：１０．７５３８／ｙｚｋ．２０１３．４７．０８．１３９８ ＳｔｕｄｙｏｎＲｅｃｙｃｌｅｏｆＭａｔｅｒｉａｌｓａｎｄＣｏｍｐｏｎｅｎｔｓＦｒｏｍＷａｓｔｅ ＳｔｒｅａｍｓＤｕｒｉｎｇＤｅｃｏｍｍｉｓｓｉｏｎｉｎｇｆｏｒＨｅａｖｙＷａｔｅｒＲｅｓｅａｒｃｈＲｅａｃｔｏｒ ＹＵＥＷｅｉ‐ｈｏｎｇ，ＰＡＮＧＪｉｎ‐ｘｉｎ （ＣｈｉｎａＩｎｓｔｉｔｕｔｅｏｆＡｔｏｍｉｃＥｎｅｒｇｙ，Ｐ．Ｏ．Ｂｏｘ２７５‐１２５，Ｂｅｉｊｉｎｇ１０２４１３，Ｃｈｉｎａ） Ａｂｓｔｒａｃｔ： Ｔｈｅｒｅｃｙｃｌｅｏｆｖａｌｕａｂｌｅｍａｔｅｒｉａｌｓｆｒｏｍｐｏｔｅｎｔｉａｌｗａｓｔｅｓｔｒｅａｍｓｉｓｏｎｅｏｆｉｍｐｏｒｔａｎｔｅｌｅｍｅｎｔｓｏｆｗａｓｔｅｍｉｎｉｍｉｚａｔｉｏｎ，ａｎｄｉｔｃａｎｍｉｎｉｍｉｚｅｔｈｅｅｎｖｉｒｏｎｍｅｎｔｉｍｐａｃｔ．Ｔｈｅｒｅｃｙｃｌｅｏｆｔｈｅａｒｉｓｉｎｇｗａｓｒｅｓｅａｒｃｈｅｄｗｉｔｈｔａｋｉｎｇｔｈｅｄｅｃｏｍｍｉｓｓｉｏｎｉｎｇｏｆｈｅａｖｙｗａｔｅｒｒｅｓｅａｒｃｈｒｅａｃｔｏｒ（ＨＷＲＲ）ｉｎＣｈｉｎａＩｎｓｔｉｔｕｔｅｏｆＡｔｏｍｉｃＥｎｅｒｇｙａｓａｎｅｘａｍｐｌｅ．ＢｙａｎａｌｙｚｉｎｇａｌｌｔｈｅｐｏｓｓｉｂｌｅｗａｓｔｅｓｔｈａｔｃｏｕｌｄｇｅｎｅｒａｔｅｄｕｒｉｎｇｔｈｅｄｅｃｏｍｍｉｓｓｉｏｎｉｎｇｏｆＨＷＲＲ，ｓｏｍｅａｍｏｕｎｔｏｆｍａｔｅｒｉａｌｓｈａｖｅｐｏｔｅｎｔｉａｌｖａｌｕｅｓｔｏｒｅｃｙｃｌｅａｎｄｍａｙｂｅｕｓｅｄｅｉｔｈｅｒｄｉｒｅｃｔｌｙｏｒａｆｔｅｒａｐｐｒｏｐｒｉａｔｅｔｒｅａｔｍｅｎｔｆｏｒｏｔｈｅｒｐｕｒｐｏｓｅｓ．ＴｈｅｒｅｓｅａｒｃｈｒｅｓｕｌｔｓｓｈｏｗｔｈａｔｉｎＨＷＲＲｄｅｃｏｍｍｉｓｓｉｏｎｉｎｇａｔｌｅａｓｔｔｏｎｓｏｆｉｒｏｎｓ，１０ｔｏｎｓｏｆａｌｕｍｉｎｕｍａｎｄ５ｔｏｎｓｏｆｈｅａｖｙｗａｔｅｒｃａｎｂｅｒｅｃｙｃｌｅｄｂｙｃａｒｒｙｉｎｇｏｕｔｔｈｅｗａｓｔｅｍｉｎｉｍｉｚａｔｉｏｎｃｏｎｔｒｏｌｍｅａｓｕｒｅｓ（ｅｇ．ｗａｓｔｅｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎａｎｄｗａｓｔｅｓｔｒｅａｍｓｅｇｒｅｇａｔｉｏｎ），ａｄｏｐｔｉｎｇａｐｐｒｏｐｒｉａｔｅｄｅｃｏｎｔａｍｉｎａｔｉｏｎｔｅｃｈｎｏｌｏｇｉｅｓ，ａｎｄｐｅｒｆｏｒｍｉｎｇｔｈｅｒｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｓｏｆｃｌｅａｒａｎｃｅ．Ｋｅｙｗｏｒｄｓ：ｈｅａｖｙｗａｔｅｒｒｅｓｅａｒｃｈｒｅａｃｔｏｒ；ｄｅｃｏｍｍｉｓｓｉｏｎｉｎｇ；ｗａｓｔｅ；ｒｅｃｙｃｌｅ 核设施在退役过程中必然会产生大量的废物料，其中，有些废物料可实现再利用。废物再 利用是废物最小化的重要因素和措施之一，废 物最小化要求核设施在退役之前必须做好废物
第四代核反应堆系统简介
第四代核反应堆系统简介 绪言 第四代核反应堆系统（Gen IV）是当前正在被研究的一组理论上的核反应堆，其概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛（GIF），并完成制定Gen IV研发目标计划。预期在2030年之前，这些设计方案一般不可能投入商业运行。核工业界普遍认同将，目前世界上在运行中的反应堆为第二代或第三代反应堆系统，以区别已于不久前退役的第一代反应堆系统。在八项技术指标上，第四代核能系统国际论坛已开始正式研究这些反应堆类型。这项计划主要目标是改善核能安全，加强防止核扩散问题，减少核燃料浪费和自然资源的利用，并降低建造和运行这些核电站的成本。并在2030年左右，向商业市场提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核反应堆。 图1 从第一代到第四代核能系统的时间跨越 第一代核反应堆产生于上个世纪70 年代前,其主要目的是生产用于军事目的的铀;第二代核反应堆出现于70 年代,是目前大部分核电站使用的堆型,其目的是降低对石油国家的能源供应依赖;第三代核反应堆是在1979 年美国长岛和1986 年乌克兰切尔诺贝利核电站事故后出现的,主要是增加了安全性,但它并不能很好地解决核废料问题;第四代核反应堆则可以同时很好地解决安全和废料问题。对于第四代核能系统标准且可靠的经济评价，一个完整的核能模式显得十分重要。对于采用新型核能系统的第四代核电站的经济评估，人们需要采用新的评价手段，因为它们的特性大大不同于目前的第二代和第三代核电站。目前的经济模式不适合于比较不同的核技术或核电站，而是用于比较核能和化石能源。 第四代核反应堆的堆型 最初，人们设想过多种反应堆类型。但是经过筛选后，重点选定了几个技术上很有前途且最有可能符合Gen IV的初衷目标的反应堆。它们为几个热中子核反应堆和三种快中子反应
重水堆
第四章：重水堆 一、特点 二、发展简介 三、商用重水堆 1、CANDU6 2、CANDU9 四、先进重水堆－ACR 一、特点－类型 1、压力容器(重水冷却） （1）压力容器式： ?德国MZFR（0.85％丰度），58MW（1973－1974） ?瑞典Agesta,12MW(1964-1974),瑞典Marviken, 132MW（沸腾重水冷却）、1968年中止建设。?阿根廷两个，一个在建Atucha2-745MW,一个在运行Atucha1-357MW （1974－今） （2）压力管式(水平、垂直，冷却剂不受限制） ?垂直压力管： ?加拿大*2,英国1，日本1，斯洛伐克1，瑞士(Lucens)1，德国1。除日本Fugen （ATR，普贤)外，都于1990年前关闭。 ?水平压力管式：CANDU，34座在运行。 2、冷却剂 ?重水CANDU6，瑞典，阿根廷。 ?沸水轻水ATR（日本），SGHWR（英国），CANDU-BLW(加拿大），CANDU－OCR（加拿大）有机物。 3、慢化剂重水 4、燃料 ?天然铀CANDU6等多数堆， ?富集铀SGHWR（3.9％铀）,ATR(2％天然铀＋钚）MZFR（0.85%铀), Lucens (0.96%铀) 5、换料方式 ?压力管式在线换料 ?压力壳式停堆换料 一、特点－物理 1、重水慢化 ?比轻水中子吸收截面小，可用天然铀 ?重水工作在低温条件下，有利于慢化 ?燃料烧得透，乏燃料中U235含量低于扩散厂通常的尾料丰度，不值得后处理 ?装料最少（热中子堆） ?但重水慢化比轻水差，故堆芯大。 2、重水冷却吸收截面小，有利于用天然铀 3、包壳容器管、压力管匀为薄壁、锆合金，尽量减少中子吸收。（现用性能更好的锆-2.5%铌合金） 3、反应性连续换料，剩余反应性小。 4、产钚量高为压水堆的两倍。 5、燃料增值高釷铀循环核燃料增值接近1。生产U233，摆脱对U235 的依赖。但目前天然铀价格低，重视不够。 6、放射性重水经中子辐照产生放射性氚。慢化剂中氚的含量是冷却剂中的几十倍。是压水堆的100倍，沸水堆的1000倍。早期加拿大皮克灵（Pickering）重水堆核电厂维修人员辐射剂量1/3来自氚。重水泄漏及氚辐射是重水堆的一个弱点。 二、重水堆发展简史
核电汽轮机介绍-考试答案-82分
核电汽轮机介绍 1. 由上海电气供货的我国首台出口325MW 核电汽轮机用于哪个哪个国家？ （ 3.0 分） A. 印度 B. 土耳其 C. 巴基斯坦 2. 上海电气百万等级核电机组26 平米的低压缸模块末级叶片长度为？（ 3.0 分） A. 1420mm B. 1710mm C. 1905mm 我的答案： B √答对 3. 上海电气百万等级核电机组适用于AP1000 的高压缸模块型号为？（ 3.0 分） A. IDN70 B. IDN80 C.IDN90 我的答 B √答对 4. 上海电气百万等级核电汽轮机组转速？（ 3.0 分）
A. 1500RPM B. 3000RPM C.3600RPM 我的答 A √答对 5. 上海电气百万等级核电机组20 平米的低压缸模块末级叶片长度为？（3.0 分） A. 1420mm B. 1710mm C. 1905mm 我的答案： A √答对 6. 上海电气的山东石岛湾200MW 项目是什么堆型？（3.0 分） A. M310 B. 华龙一号 C. 高温气冷堆 我的答案： C √答对 7. 上海电气出口巴基斯坦的300MW 等级核电汽轮机共有几台？（ 3.0 分） A. 2 台 B. 3 台 C. 4 台 我的答案： C √答对 8. 至2018 年 6 月，上海电气已投运核电汽轮机多少台？（ 3.0 分）
A. 10 台 B. 11 台 C. 12 台我的答案： C √答对 9. 上海电气百万等级核电机组30 平米的低压缸模块末级叶片长度为？（3.0 分） A. 1420mm B. 1710mm C. 1905mm 我的答案： C √答对 10. 上海电气百万等级核电汽轮机高压缸模块运输方式为?（3.0 分） A. 整缸发运 B. 散件发运 C. 其他 我的答案： A √答对 1. 以下哪些为高温气冷堆堆核电汽轮机特点？（ 4.0 分）） A. 进汽参数高 B. 无MSR C.低压缸加强除湿 我的答ABC √答对 2. 以下哪项说法是错误的？（ 4.0 分）） A. 2008 年上海电气获得阳江和防城港CPR1000 核电汽轮机订单 6 台
中国先进研究堆事故源项分析
第39卷第5期原子能科学技术 Vol.39,No.5 2005年9月Atomic Energy Science and Technology Sep.2005 中国先进研究堆事故源项分析 黄东兴,浦胜娣,李吉根 (中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所,北京 102413) 摘要:研究建立了中国先进研究堆(CARR )在事故工况下放射性核素从燃料芯块向环境释放的数学模型。根据CARR 初步事故分析结果,对可能导致放射性向外界释放的5种事故工况(小破口失水事故、换热器传热板破裂事故、重水回路管道破裂事故、燃料操作事故、冷却剂流道堵塞事故)以及假想的3盒组件燃料板熔化超设计基准事故进行了源项分析,分别给出了不同事故和释放途径下释放到环境的放射性核素的量,以防止事故情况下公众和环境遭受过量放射性损伤。关键词:中国先进研究堆;数学模型;事故源项分析 中图分类号:TL732 文献标识码:A 文献编号:100026931(2005)0520438204 Accident Source T erm Analysis in China Advanced R esearch R eactor HUAN G Dong 2xing ,PU Sheng 2di ,L I Ji 2gen (China I nstitute of A tomic Energ y ,P.O.B ox 2752120,B ei j ing 102413,China ) Abstract :The mat hematics model in which radioactive nuclides are released from nuclear f uel to t he environment during accident conditions in China Advanced Research Reactor (CA RR )is eatablished.The source terms in t he following accident s are ana 2lyzed ,including small lo ss of coolant accident ,heat exchanger plate break ,heavy water loop break ,f uel handling accident ,coolant channel blocking accident ,and t hree f uel assemblies melt down.The quantities of radioactive nuclides released to t he environment t hrough different pat hs during accident s are given to p revent undue radiological hazard to t he p ublic during accident conditions. K ey w ords :China Advanced Research Reactor ;mat hematics model ;accident source term analysis 收稿日期:2004202209;修回日期:2004203215 作者简介:黄东兴(1974— ),男,江西波阳人,副研究员,硕士,核能科学与工程专业 事故源项指事故时从反应堆释放到环境的放射性核素的活度。 中国先进研究堆(CA RR )事故源项分析,根据CARR 设计准则《CA RR 运行及事故工况分类》,应对Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ、Ⅴ类工况中有代表性的典型事故进行放射性释放源项计算,其结果要 满足Q/ZYY031.0322000《CARR 事故分析准则》的要求。 根据CARR 事故分析的结果,在CARR 的各种事故工况中有可能导致向外界放射性释放的主要有5种事故[1],对这5种事故及增加的一种最严重超设计基准的附加工况进行事故源项分析。
研究堆安全分类(试行)
附件 研究堆安全分类 （试 行） 1 引言 1.1 目的 1.1.1本文件的目的是详细说明研究堆安全分类的原则和方法，为进行研究堆安全分类提供技术指导，也为实施研究堆分类监管提供支持。 1.1.2本文件对《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之三：研究堆许可证件的申请和颁发》(HAF001/03)中涉及的研究堆分类提供了具体的方法。 1.1.3 附录是对本文件的说明和补充。 1.2 范围 1.2.1 本文件适用于研究堆(包括临界装置)的安全分类。 1.2.2 本文件中“研究堆”包括反应堆堆芯，实验装置，以及反应堆厂址内的与反应堆或实验装置有关的一切其它设施。 2 安全目标和纵深防御原则的应用 2.1.1 《研究堆设计安全规定》(HAF201)2.1节给出了如下的研究堆安全总目标：建立并维持一套有效的防御措施，以保护工作人 员、公众和环境免受过量的放射性危害。 —2—
2.1.2 为达到研究堆安全目标，研究堆设计中必须贯彻纵深防御原则，从而提供多层次的保护。 对于不同类别的研究堆，其纵深防御的层次和重点可以适当调整，对许多低功率研究堆，可能不需要考虑或者尽可能简化第五层次防御乃至第四层次防御的考虑。 研究堆基于分类的安全管理不降低2.1.1节所引用的安全目标。 3 研究堆安全分类 研究堆分类时要考虑的主要因素为： (1) 反应堆功率和热导出方式； (2) 可以引入的反应性及其引入速率，反应性控制能力和手段，以及固有安全特性和附加安全特性； (3) 燃料元件的类型和裂变产物总量； (4) 慢化剂、反射层和冷却剂的类型； (5) 安全壳及其它包容结构； (6) 反应堆的应用（实验装置、试验、反应堆物理实验）。 具体分类时重点考虑潜在源项大小、安全特性和放射性释放后果。 3.1 I类研究堆 3.1.1 分类准则： 功率低、剩余反应性低、裂变产物总量少的研究堆，具体功率范围为：小于500kW，如果具有较高的固有安全特性，功率范围可扩展至1MW。 3.1.2 安全特性： —3—
核电EPR技术简介
核电EPR技术简介 2010-01-09 10:21 前几天看到台山核电开工的新闻，了解到台山核电使用的是EPR技术，单机容量竟然达到了175万千瓦，为目前世界上单机容量最搜集了一些资料如下。 欧洲先进压水堆EPR技术 1. 欧洲先进压水堆发展情况简介 1993年5月，法国和德国的核安全当局提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高安全废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件。1998年，完成了EPR基本设计。2000年3月，法国和德国的核安全成了EPR基本设计的评审工作，并于2000年11月颁发了一套适用于未来核电站设计建造的详细技术导则。 EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framatome 力公司和德国各主要电力公司参加了项目的设计。法德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准，统一了技术规范。新一代核反应堆现已进入建设阶段。 截止2009年1月，世界上尚无已投产发电的EPR堆型商业核电站，在建的EPR堆型核电站有法国的弗拉芒维尔核电站，芬兰的奥尔位于中国广东江门的台山核电站。台山核电站目前处于施工准备阶段，核岛主体土建工程将于2009年夏天正式开始。 2.欧洲先进压水堆EPR设计特点 EPR为单堆布置四环路机组，电功率1525MWe，设计寿命60年，双层安全壳设计，外层采用加强型的混凝土壳抵御外部灾害，内层包括： （1）安全性和经济性高 EPR通过主要安全系统4列布置，分别位于安全厂房4个隔开的区域，简化系统设计，扩大主回路设备储水能力，改进人机接口，系设计安全水平。设计了严重事故的应对措施，保证安全壳短期和长期功能，将堆芯熔融物稳定在安全壳内，避免放射性释放。 EPR考虑内部事件的堆芯熔化概率6.3×10-7/堆年，在电站寿期内可用率平均达到90%，正常停堆换料和检修时间16天，运行维护成建造EPR的投资费用低于1300欧元/千瓦，发电成本低于3欧分/kWh。 （2）严重事故预防与缓解措施 EPR设计中考虑了以下几类严重事故： 高压熔堆；氢气燃烧和爆炸；蒸汽爆炸；堆芯熔融物；安全壳内热量排出。 为避免高压熔堆事故发生，在为对付设计基准事故设置3个安全阀（3×300t/h）的基础上，EPR专门设置了针对严重事故工况的卸压过卸压箱排到安全壳内。当堆芯温度大于650℃时，操纵员启动专设卸压装置，可以有效避免压力容器超压失效，并防止压力容器失针对氢气燃烧和爆炸的危险，EPR在设计中采用大容积安全壳（80000m3）。在设备间布置了40台大型氢复合器，在反应堆厂房升降算分析氢气产生量、氢气分布和燃烧导致的压力载荷，结果表明采取上述措施后氢气产生的危险不会威胁安全壳的完整性。 对于蒸汽爆炸事故，EPR在RPV设计中没有设置特殊的装置。通过选择相关事故和边界条件，计算判断RPV封头允许承受的载荷能力容器内蒸汽爆炸已基本消除，不需要设置特殊的装置对付蒸汽爆炸事故。已做的试验显示熔融物不会像以前假设的那样爆炸（极低在进行中。 对于堆芯熔融物，在EPR设计中，RPV失效前堆坑内保持干燥，RPV失效后堆芯熔融物暂时滞留在堆坑内，然后进入专用的展开隔料，保护熔融物中残余的锆，降低了氧化物的密度和温度，改善了展开条件。在展开区域设有氧化锆防护层，防护层底下设有冷却管线并淹没熔融物，从两边对熔融物进行冷却，避免底板熔穿和安全壳失效。 对于安全壳内热量排出，EPR设计有带外部循环的安全壳喷淋系统，2个系列，可以在较短的时间内降低安全壳温度和压力。该系统物的工作模式，并能长时间防止蒸汽产生，长期地将熔融物和安全壳中的热量导出。 （3）仪控系统和主控室设计 EPR的仪控系统和主控室采用成熟的设计，充分吸取已运行电站数字化仪控系统、人机接口等经验反馈，吸取先进技术设备的优点。的不同区域，避免发生共模失效。主控室与N4机组的高度计算机化控制室相同，专门设有用于维护和诊断工作的人机接口。 EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framatome
未来十年核电先进堆型介绍
未来十年核电先进堆型介绍 未来十年核电先进堆型介绍IntroductionofAdvancedNuclearReactorsintheDecade 杨孟嘉1任俊生1周志伟2 （1.中国广东核电集团公司技术中心，广东深圳，518124； 2.清华大学核能技术设计研究院，北京，100084） 摘要根据世界核电工业的发展现状，系统讨论了面向2010年核电市场的各种先进核电堆型、设计特点以及主要核电供应商为获得潜在用户进行的商业计划。综述了这些先进核电堆型近期投放市场的技术和商务准备情况。研究工作对近期中国核电工业选择先进核电堆型、确立商用核电技术的主导发展方向和健全完善核电站安全管理法规体系具有一定的参考价值。 关键词先进反应堆核电商业计划 Abstract：Varioustypesofadvancednuclearreactoraimingatnuclearelectricpowermarketaroundtheyear2010,the irdesignfeaturesandthecorrespondingcommercialplansinitiatedbyworldmajorsuppliersofnuclearpo werplantsforobtainingpotentialcustomersaresystematicallydiscussedbytakingintoaccountthecurrent statusofthedevelopmentofnuclearelectricpowerindustryworldwide.Thetechnicalandcommercialpre parednessfordeployingtheseadvancednuclearreactorsinneartermhasbeensummarized.Asareference,t hepresentresearchisofconsiderableforChinesenuclearpowerindustrytoselectadvancedreactortypesan dtodeterminethemaintechnologicaldevelopmentroadmap,andtoestablisheffectivesafetyregulatorygu idelinesinnearfuture. Keywords：AdvancedreactorCommercialplanofnuclearpower 在无温室气体排放的条件下，全球400多座核电站正安全可靠地为人类提供17的电力，这是源于20世纪中叶的核能技术在其沧桑的发展进程中所创造的成就。随着上个世纪六、七十年代投入运行的核电站逐渐达到其40年的运行寿期，核能界一方面向核安全当局提出申请，要求延长运营期限；另一方面在对已有的核电机组实施渐进性设计和运行改进的基础上，面向2010年前后的核电市场，推出第三代（80年代开始发展、90年代末开始投入市场）先进轻水堆核电站和在第一代至第三代核电堆型的基础上经过渐进性设计改进的核电堆型。 本文简略介绍这两类核电堆型。 1ABWR 先进沸水堆（ABWR）是在世界范围内沸水堆（BWR）设计和多年运行经验的基础上发展起来的第三代先进堆型，它基本符合国际上通行的核安全管理规定，基本满足美国用户要求文件（URD）对第三代先进轻水堆安全性、先进性、可靠性和经济性的要求。ABWR 也是一个完成了全部工程设计、并且有实际建造和运行经验的反应堆。
中国先进研究堆(CARR)
中国先进研究堆（CARR） 1 中国先进研究堆（CARR）工程2005年度进展 CARR工程部 中国先进研究堆工程各项工作在2005年均取得了较大的进展，实现了主厂房封顶的目标，施工设计和设计验证试验在年中完成，调试队在年底成立，设备采购已经基本完成，各系统设备按期加工，工程在“质量、投资、进度”三大控制下顺利开展。 本年度继续进行主厂房（01子项）、运行楼（03子项）、通风中心（05子项）、核材料库（09子项）四个子项的建筑和安装工作，中子导管大厅（02子项）和双曲冷却塔（07子项）也开始建设。5月份完成了堆本体第一批设备的就位、安装及调整，随后开展了主厂房各楼层和封顶的施工，同期进行堆水池重砼浇筑；02子项的主体框架建造基本完成；03子项的暖通空调、通讯安防、消防给排水、动力照明、电缆桥架、压缩空气等各系统安装基本完成，内部二次装修和外装饰正在进行；05子项完成内部粗装修，各系统设备吊装就位，热室、风机、给排水等系统正在安装；07子项从下半年开始动工，目前已经施工至±0.00 m；09子项各系统安装调试完毕，在10月份进行的中美安全防范系统演习中运行性能良好，得到美方的肯定。 工程施工设计在今年年中完成。总包院堆工所设计部在前期设计工作的基础上，完成了回路系统和仪控电系统的设计，并对堆本体第二批设备的设计进行了完善和优化，对开工许可证条件的问题进行了回答，完成了CARR堵流事故分析、A TWS事故分析等文件编制，提交了CARR堆芯容器材料辅助监督等设计计算书，对Relap 5 V&V进行计算和论证；分包单位核四院抓紧时间开展余下的各子项土建设计和工艺运输等非标设计，确保土建施工、设备订货和安装工作的开展。 第二批设计验证试验在今年全部完成，均已取得了肯定性验证结果或完成样机制造。全堆芯流致振动试验和流量分配整体试验、堆芯增加阻力件的试验已全部完成，并提交了最终报告；控制棒驱动机构的研制及验证试验进展顺利，已经完成了工程样机研制及加工，提交了施工设计图册，组织了专家审查，并与制造厂家进行了设计交底；自然循环瓣阀研制在今年完成了性能试验、耐久性试验、抗震试验和样机研制，即将最终验收；自然循环能力理论分析在去年5个程序的编制完成的基础上，今年开展了与RELAP5程序之间的相互验证，目前设计部编写的验证报告已经通过了初步审查，并提交了B版报告；有缺陷燃料板的动水腐蚀试验项目已经完成并通过了工程部的验收；CARR燃料组件临界热流密度试验项目进展顺利，已经取得了100多个点的数据，初步趋势已经明确，试验结果比SUDO公式比较明显偏小，与3.6 m/s流速以上临界热流密度公式的计算结果比较也偏小。 CARR工程设备订货已经基本完成，23项主要设备已经落实，数字化保护系统、DCS系统等重要设备加工完成并进行了评审验收；核级管道管件、工艺运输系统、电气、通风、空调等系统大部分设备已经运抵现场；堆本体第二批设备核级材料已经交货，重水箱、导流箱等堆内设备由上海第一机床厂加工，水平孔道由院实验工厂制造，均已多次进行设计交底；202厂正在做燃料元件制造的准备工作，分别进行了设备工艺评定、生产工艺评定；堆本体用铝材的材料试制、加工成型工艺也分别由具备实力的单位正在开展研究；中子散射终端应用设备正在研制采购中，与匈牙利Mirrtron公司订货了冷中子导管合同，从瑞典Uppsala大学引进的中子应力谱仪（兼作织构）的机械主体运抵我院，高分辨粉末中子衍射谱仪的机械主体已经调试完毕，中子反射谱仪合同也即将签
秦山三期重水堆核电站的主要特点
秦山三期重水堆核电站的主要特点 新华网浙江频道（2003-10-27 17:34:39） 新华网浙江频道10月27日电目前世界上运行的大部分核电站的反应堆，若按反应堆冷却剂和慢化剂的类型划分有轻水堆、重水堆和石墨气（水）冷堆。我国在运行、建造中的核电站反应堆，除秦山三期重水堆核电站以外都是轻水堆中的压水堆。秦山三期重水堆核电站有什么主要特点呢？下面作一简介： 1. 用天然铀作燃料。 压水堆的核燃料是U-235的低浓缩铀（3－4 Wt％），而重水堆的核燃料可以用天然铀。这是因为重水堆是以重水作慢化剂和冷却剂的反应堆。重水的中子吸收载面小，慢化系数大，慢化性能好，中子利用率高，故可直接利用天然铀(U-235含量0.711Wt%)作燃料，这一方案的主要优点有： （1）不需要花巨资建造铀浓缩工厂或从国外进口浓缩铀，这有利于无铀浓缩能力的国家自力更生发展核电；对于有铀浓缩能力的国家，节省的铀浓缩分离功可作为它用。 （2）从重水堆卸出的燃料燃烧得充分，U-235含量（约0.2Wt%）低于浓缩铀厂尾料的富集度，这样就不急于进行乏燃料后处理，可把乏燃料贮存起来，在需要时再提取其中的钚，使燃料循环大大简化。 （3）重水作慢化剂，与轻水堆相比，其中子经济性好，每千瓦年的净产钚量高于除天然铀石墨堆以外的其他堆型，其燃料转化比（~0.8）高于轻水堆（~0.5），属于较高利用铀资源的堆型； （4）由于天然铀燃料生产不需要铀浓缩的一系列复杂工艺和大量的能量消耗，而且天然铀燃料组件的结构和制造工艺也较轻水堆简单，所以重水堆的燃料成本比轻水堆要低~1/2。 2. 年容量因子高。 坎杜（CANDU）反应堆是采用不停堆换料运行方式，省去了轻水堆大约每年一次的停堆换料时间（一般约1.5~2.0个月）。有了不停堆换料系统，还能及时卸出破损的燃料组件，降低对冷却剂回路的污染，也有利于提高电站的利用率。在汽轮机组发生故障甩去全部负荷，但不要求停机时，这时堆可不停止，发电机可改为电动机方式运行，最长可达90分钟（通常核电站是1~2分钟），只要故障一消除，可直接提升功率。这对提高电站利用率也是有利的。所以，在目前世界上运行的核电站中，坎杜核电站的年容量因子较高。
第四代核能系统介绍
目前世界大多数国家电力市场上的竞争日趋激烈，迫使电力生产商和它们的供应商更加关注它们的运行成本和投资的盈利能力。现有的核电系统在这样的市场上显得初投资太高、建设期太长和项目规模太大。核工业要生存下去并保持繁荣，就需要执行商业化的、以利润为导向的方针。从总体上看，核动力在中期和远期的市场中都具有竞争潜力。但是，要使这种潜力变为现实，还要在许多方面付出极大的努力，包括必须能在不危及安全的前提下大幅度降低成本，包括运行和维护费用，并使电厂的可利用率达到较高水平。面对上述挑战，国际核能界正在进行多方面的研究和调整，其中一项举措就是对第四代核能系统的研发。包括有关国家政府、工业界、电力公司、大学、实验室、研究院所都不同程度地关注或参与这个研发。每年的研发费用超过20亿美元。按广泛被接受的观点，已有的核能系统分为三代：（1）上个世纪50年代末至60年代初建造的第一批原型核电站；（2）60年代至70年代大批建造的单机容量在600~1400 MW的标准型核电站，它们是目前世界上正在运行的439座核电站（2002年6月统计数）的主体；（3）80年代开始发展、在90年代末开始投入市场的先进轻水堆（AL WR）核电站。 Gen-IV的概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。在当年11月该学会冬季年会上，进一步明确了发展Gen-IV的设想。美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛，拟用2~3年的时间完成制定Gen-IV研发目标计划。这项计划总的目标是在2030年左右，向市场上提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的Gen-IV。 2 Gen-IV的研发目标目前Gen-IV先进核能系统的概念还比较模糊，国际上也没有一个确切的定义。但是，这里已经明确的是"先进核能系统"，而非"先进反应堆"。其应满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低等基本标准。具体来说，研发Gen-IV的目标有三类： 2.1 可持续能力目标按照比较权威的定义，可持续能力的本质是如何维系地球生存支持系统去满足人类基本需求的能力。对一个特定系统而言，是其在规定目标和预设阶段
重水堆85476786
重水堆85476786 第四章:重水堆 一、特点 二、发展简介 三、商用重水堆 1、CANDU6 2、CANDU9 四、先进重水堆,ACR 一、特点,类型 1、压力容器(重水冷却) (1)压力容器式: ，德国MZFR(0.85,丰度)，58MW(1973,1974) ，瑞典Agesta,12MW(1964-1974),瑞典Marviken, 132MW(沸腾重水冷却)、1968年中止建设。，阿根廷两个，一个在建Atucha2-745MW,一个在运行 Atucha1-357MW (1974,今) (2)压力管式(水平、垂直，冷却剂不受限制) ，垂直压力管: ，加拿大*2,英国1，日本1，斯洛伐克1，瑞士(Lucens)1，德国1。除日本Fugen (ATR，普贤)外，都于1990年前关闭。 ，水平压力管式 :CANDU，34座在运行。 2、冷却剂 ，重水CANDU6，瑞典，阿根廷。 ，沸水轻水ATR(日本)， SGHWR(英国)，CANDU-BLW(加拿大)，CANDU,OCR(加拿大) 有机物。
3、慢化剂重水 4、燃料 ，天然铀 CANDU6等多数堆， ，富集铀 SGHWR(3.9,铀),ATR(2,天然铀，钚) MZFR(0.85%铀), Lucens (0.96%铀) 5、换料方式 ，压力管式在线换料 ，压力壳式停堆换料 一、特点,物理 1、重水慢化 ，比轻水中子吸收截面小，可用天然铀 ，重水工作在低温条件下，有利于慢化 ，燃料烧得透，乏燃料中U235含量低于扩散厂通常的尾料丰度，不值得后处理，装料最少(热中子堆) ，但重水慢化比轻水差，故堆芯大。 2、重水冷却吸收截面小，有利于用天然铀 3、包壳容器管、压力管匀为薄壁、锆合金，尽量减少中子吸收。(现用性能更好的锆-2.5%铌合金) 3、反应性连续换料，剩余反应性小。 4、产钚量高为压水堆的两倍。 5、燃料增值高釷铀循环核燃料增值接近1。生产U233，摆脱对U235 的依赖。但目前天然铀价格低，重视不够。 6、放射性重水经中子辐照产生放射性氚。慢化剂中氚的含量是冷却剂中的几十倍。是压水堆的100倍，沸水堆的1000倍。早期加拿大皮克灵(Pickering)重水堆核电厂维修人员辐射剂量1/3来自氚。重水泄漏及氚辐射是重水堆的一个弱点。
核反应堆类型简介
核反应堆类型简介 核反应堆（Nuclear Reactor），又称原子反应堆或反应堆，是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置，是一种启动、控制并维持核裂变或核聚变链式反应的装置。在反应堆之中，核变的速率可以得到精确的控制，其能量能够以较慢的速度向外释放，供人们利用。核反应堆，是一种启动、控制并维持核裂变或核聚变链式反应的装置。相对于核武爆炸瞬间所发生的失控链式反应，在反应堆之中，核变的速率可以得到精确的控制，其能量能够以较慢的速度向外释放，供人们利用。 核反应堆分类有： 按时间分可以分为四代： 第一代核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆核电站，如美国的希平港压水堆、德累斯顿沸水堆以及英国的镁诺克斯石墨气冷堆等。 第二代核电站是1960年后期到1990年前期在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站，如、加拿大坎度堆、苏联的压水堆等。目前世界上的大多数核电站都属于第二代核电站。 第三代是指先进的轻水堆核电站，即1990年后期到2010年开始运行的核电站。第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统，如先进的沸水堆、系统80+、AP600、欧洲压水堆等。 第四代是待开发的核电站，其目标是到2030年达到实用化的
程度，主要特征是经济性高（与天燃气火力发电站相当）、安全性好、废物产生量小，并能防止核扩散。 按用途分：动力核反应堆；研究核反应堆；生产核反应堆（快滋生反应器）。 按反应堆慢化剂和冷却剂分： 轻水堆（压水反应堆、沸水反应堆）：轻水型反应堆使用相对分子质量为18的轻水作为慢化剂和冷却剂； 重水堆：重水堆可按结构分为压力容器式和压力管式两类。两者都使用重水做慢化剂，但前者只能用重水做冷却剂，后者却可用重水、轻水、气体等物质做冷却剂； 石墨气冷堆；石墨液冷堆。 按反应堆中中子的速度分：热中子堆；快中子堆。 核反应堆有许多用途，最重要的用途是产生热能，用以代替其他燃料，产生蒸汽发电或驱动航空母舰等设施运转。 按用途分：将中子束用于实验或利用中子束的核反应，包括研究堆、材料实验等；生产放射性同位素的核反应堆；生产核裂变物质的核反应堆，称为生产堆；提供取暖、海水淡化、化工等用的热量的核反应堆，比如多目的堆；为发电而发生热量的核反应，称为发电堆；用于推进船舶、飞机、火箭等到的核反应堆，称为推进堆。 如此多的反应堆种类，意味着很多的人才空缺，让我感觉到核电事业亟待人才的加入，我决心努力学习，将来为我国核电事业作出一番贡献。
超高温气冷堆介绍
超高温气冷堆（VHTR）调研报告
目录 0．引言 (3) 1．发展历史 (3) 1.1 高温气冷堆—实验堆 (3) 1.2 高温气冷堆—原型堆 (3) 1.3 高温气冷堆-模块式 (4) 2．目前各个国家的发展状况 (4) 3．VHTR反应堆结构 (5) 4．VHTR堆型的优缺点 (8) 5．VHTR发展趋势 (9) 5.1 前景展望 (9) 5.2 VHTR需要填补的技术缺口 (10) 6．总结 (11) 参考文献 (12)
0．引言 未来十几年，全世界都需要能源和优化能源基础建设来满足日益增长的电力和运输用燃料的需要。第四代国际核能论坛（GIF）确定的6种核能系统概念具有满足良好的经济性、安全性、可持续性、防核扩散和防恐怖袭击等目标的绝对优势。 在第四代核能系统概念中，超高温气冷反应堆VHTR（Very High Temperature Reactor）作为高温气冷反应堆渐进式开发过程中下一阶段的重点对象，第四代国际核能论坛(GIF)已将VHTR列入研发计划。VHTR将反应堆出口温度比HTGR提高100℃，达到1000℃或以上，对所用燃料和材料提出了更高要求，实现制氢的工艺设计也需要研发创新。目前，多个国家和组织投入力量，正给予重点研发。我国也将高温气玲堆电站列入中长期科学和技术发展重大专项规划，希望近期取得重大技术突破。 1．发展历史 VHTR（Very High Temperature Reactor）是高温气冷反应堆渐进式开发过程中下一阶段的重点对象，而高温气冷堆的发展主要经历了以下阶段[1]。 1.1 高温气冷堆—实验堆 英国1960年建造20MW实验堆“龙堆”（Dragon）。 美国1967年建成40MW的桃花谷（Peach Bottom）实验堆。 德国1967年建成15MW的球床高温气冷堆（A VR），并发展了具有自己特色的球形燃料元件和球床高温堆。 这三座实验堆的成功运行，证明了高温气冷堆在技术上是可行的。 1.2 高温气冷堆—原型堆 美国1968年建造330MW圣·符伦堡（Fort Stvrain）电站，1976年并网发电。 德国1971年建造300MW钍高温球床堆THTR-300,1985年并网发电。 高温气冷堆在设计、燃料和材料的发展、建造和运行方面都积累了成功的经验，开始进入发电应用的商用化阶段。
核电站简介
核电站简介 核电站是利用核裂变或核聚变反应所释放的能量产生电能的发电厂。目前商业运转中的核能发电厂都是利用核裂变反应而发电。核电站一般分为两部分：利用原子核裂变生产蒸汽的核岛（包括反应堆装置和一回路系统）和利用蒸汽发电的常规岛（包括汽轮发电机系统），使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。 1、简介： 核电站又称核电厂，它指用铀、钚等作核燃料，将它在裂变反应中产生的能量转变为电能的发电厂。核电厂主要以反应堆的种类相区别，有压水堆核电厂、沸水堆核电厂、重水堆核电厂、石墨水冷堆核电厂、石墨气冷堆核电厂、高温气冷堆核电厂和快中子增殖堆核电厂等。核电厂由核岛（主要是核蒸汽供应系统）、常规岛（主要是汽轮发电机组）和电厂配套设施三大部分组成。核燃料在反应堆内产生的裂变能，主要以热能的形式出现。它经过冷却剂的载带和转换，最终用蒸汽或气体驱动涡轮发电机组发电。核电厂所有带强放射性的关键设备都安装在反应堆安全壳厂房内，以便在失水事故或其他严重事故下限制放射性物质外溢。为了保证堆芯核燃料在任何情况下等到冷却而免于烧毁熔化，核电厂设置有多项安全系统。 火力发电站利用煤和石油发电，水力发电站利用水力发电，而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站。核电站大体可分为两部分：一部分是利用核能产生蒸汽的核岛，包括反应堆装置和一回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统。 核电站用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转，就会产生电，这些电能通过电网送到四面八方。这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。 2、工作原理： 核电站以核反应堆来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量，使核能转变成热能来加热水产生蒸汽。利用蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽轮发电机发电，使机械能转变成电能。一般说来，核电站的汽轮发电机及电器设备与普通火电站大同小异，其奥妙主要在于核反应堆。核反应堆，又称为原子反应堆或反应堆，是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置。原子由原子核与核外电子组成。原子核由
核电厂主要生产系统要点
核电厂主要生产系统 核电厂的分类的主要依据是反应堆堆型，按堆型分类世界上已投入运行的核电厂有以下几种： 1）压水堆核电厂 这种核电厂的优点是：反应堆的结构简单，功率密度高；汽轮机不带放射性，勿需采取防护措施。 这种核电厂的缺点是：系统复杂，设备多；为得到较高的蒸汽参数，反应堆及一回路设备都要在很高的压力下工作，使其设计、制造困难。 1950年美国海军把推进动力研究集中在压水型反应堆上，1954年魟鱼号核潜艇下水。随后，美国压水型反应堆由于陆上核电厂的建设，并得到了迅猛发展。 2）沸水堆核电厂 这种核电厂的优点是：系统简单（只有一个回路，设备少。无蒸汽发生器、稳压器、主泵及一回路主管道等）；在反应堆压力低的情况下可获得相对高的蒸汽参数。 这种核电厂的缺点是：反应堆结构复杂，功率密度低；汽轮机带有放射性，要采取防护措施。 沸水堆核电厂发展的很快，1960年美国第一座示范性沸水堆核电厂投入运行以后，目前单机最大功率已达1300MW。 3）重水反应堆核电厂 这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料，提高了铀资源的利用率，降低了燃料的成本；采用压力管，省去技术复杂、制造困难、价格昂贵的压力壳；能不停堆换料。 这种核电厂的缺点是重水昂贵，发电成本高。 1956年，加拿大建成了实验性的重水堆核电厂，后来又建造了电功率为540MW和750MW的重水堆核电机组。 4）石墨气冷堆核电厂 这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料成本低；获得的蒸汽参数高，且为过热蒸汽。
这种核电厂的缺点是：功率密度小，反应堆体积庞大；燃料装量大，燃耗浅，自耗功大，发电成本高。 前苏联自第一座核电厂开始，一直在设计、建造石墨水冷堆核电厂，并在国内建造了一批功率为1000MW的这种核电机组。 5）快中子堆核电厂 这种核电厂的优点是：可使对轻水堆来说是核废料的U238，变成可用的核燃料，大大提高铀资源的利用率。 这种核电厂的缺点是：钠的腐蚀性强，对设备、管道的材料要求高；钠在空气中会燃烧，在水中会爆炸－钠水反应，故危险性大。 快中子堆是最有发展前途的核电厂。因为它是一种增殖堆，能大量利用“核废料”。1951年美国实验快堆首次从核反应堆发电点亮4个灯泡。虽然世界上发达的国家已建成10多座快中子堆核电机组，但均为实验性的原型堆，尚有许多技术问题有待解决。 到2008年7月份，我国有9台压水堆核电机组、2台重水堆核电机组在商业运行，有16台压水堆核电机组、1台高温气冷堆核电机组以及一座实验快堆正在建设中。目前世界上最先进的第三代压水堆是美国AP1000和法国与德国联合开发的欧洲先进堆EPR，我国将分别在山东海阳、浙江三门和广东台山建设这两种机组。 1压水堆核电厂系统构成 压水堆核电厂是以压水反应堆将裂变能转换为热能发电的，是目前世界上选用最多的堆型。压水堆核电厂是以高压欠热水作为慢化剂和冷却剂，一回路高压高温水通过蒸汽发生器使二回路水生成蒸汽送到汽轮发电机进行发电。图1.2-1为压水堆核电厂系统原理图。