六种第四代反应堆概念

核反应堆物理分析名词解释及重要概念整理

第一章—核反应堆的核物理基础直接相互作用：入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞，使其从核里发射出来，而中子却留在了靶核内的核反应。中子的散射：散射是使中于慢化(即使中子的动能减小)的主要核反应过程。非弹性散射：中子首先被靶核吸收而形成处于激发态的复合核，然后靶核通过放出中子并发射γ射线而返回基态。弹性散射：分为共振弹性散射和势散射。 111001 100[]A A A Z Z Z A A Z Z X n X X n X n X n +*+→→++→+ 微观截面：一个粒子入射到单位面积内只含一个靶核的靶子上所发生的反应概率，或表示一个入射粒子同单位面积靶上一个靶核发生反应的概率。宏观截面：表征一个中子与单位体积内原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量。也是一个中子穿行单位距离与核发生相互作用的概率大小的一种度量。平均自由程：中子在介质中运动时，与原子核连续两次相互作用之间穿行的平均距离叫作平均自由程。核反应率：每秒每单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数(统计平均值)。中子通量密度：某点处中子密度与相应的中子速度的乘积，表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和。多普勒效应：由于靶核的热运动随温度的增加而增加，所以这时共振峰的宽度将随着温度的上升而增加，同时峰值也逐渐减小，这种现象称为多普勒效应或多普勒展宽。瞬发中子和缓发中子：裂变中，99％以上的中子是在裂变的瞬间(约10-14s)发射出来的，把这些中子叫瞬发中子；裂变中子中，还有小于1％的中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的，把这些中子叫缓发中子。第二章—中子慢化和慢化能谱慢化时间：裂变中子能量由裂变能慢化到热能所需要的平均时间。扩散时间：无限介质内热中子在自产生至被俘获以前所经过的平均时间。平均寿命：在反应堆动力学计算中往往需要用到快中子自裂变产生到慢化成为热中子，直至最后被俘获的平均时间，称为中子的平均寿命。慢化密度：在r 处每秒每单位体积内慢化到能量E 以下的中子数。分界能或缝合能：通常把某个分界能量E c 以下的中子称为热中子， E c 称为分界能或缝合能。第三章—中子扩散理论中子角密度：在r 处单位体积内和能量为E 的单位能量间隔内，运动方向为Ω的单位立体角内的中子数目。慢化长度：中子从慢化成为热中子处到被吸收为止在介质中运动所穿行的直线距离。徙动长度：快中子从源点产生到变为热中子而被吸收时所穿行的直线距离为r M 。第四章—均匀反应堆的临界理论反射层的作用： 1. 减少芯部中子泄漏，从而使得芯部的临界尺寸要比无反射层时的小，节省一部分燃料；

核反应堆工程

2008年上海交通大学研究生入学考试课程《核反应堆工程》考试大纲 1．该课程考试内容包括核反应堆物理和核反应堆热工两部分 2．主要参考书目：核反应堆物理：谢仲生主编，《核反应堆物理分析（上册）》，原子能出版社，1994。谢仲生、张少泓，《核反应堆物理理论与计算方法》，西安交通大学出版社，2000。核反应堆热工：于平安等编著，《核反应堆热工分析》，原子能出版社，1986。于平安等编著，《核反应堆热工分析》，上海交通大学出版社，2001。

核反应堆物理基础 1．核反应堆的核物理基础 1．中子与原子核的相互作用相互作用的机理、中子吸收和中子散射 2．中子截面和核反应率截面、自由程、中子通量密度、核反应率的概念宏观截面的计算，各类型截面随中子能量的变化规律 3．共振现象与多普勒效应 4．核裂变过程裂变能的释放、反应堆功率和中子通量密度之间的关系、裂变中子、裂变产物 5．链式裂变反应临界条件、四因子模型 2．中子慢化与慢化能谱 1．中子的弹性散射过程弹性散射动力学、慢化剂的选择 2．无限均匀介质的慢化能谱慢化方程、含氢无吸收介质的慢化谱 3．热中子堆的近似能谱 3．中子扩散理论 1．单能中子扩散方程斐克定律、单能中子扩散方程 2．非增殖介质扩散方程的解 4．均匀反应堆的临界理论 1．均匀裸堆的单群临界理论均匀裸堆的单群扩散方程、单群临界条件及临界时的中子通量密度分布 2．双区反应堆的单群临界理论双区反应堆的单群扩散方程、临界条件及临界时的中子通量密度分布 3．双群扩散方程 5．非均匀反应堆 1．栅格的非均匀效应 6．反应性随时间的变化 1．核燃料中铀-235的消耗、钚-239的积累 2．氙-135中毒平衡氙中毒、最大氙中毒、功率瞬变过程中的氙中毒、氙震荡 3．钐-149中毒 4．燃耗深度与堆芯寿期 5．核燃料的转换与增殖 7．温度效应与反应性控制 1．反应性温度效应反应性温度效应及其成因、堆芯内各种成分的反应性温度系数、温度反馈对反应堆安全的意义 2．反应性控制的任务剩余反应性、控制棒价值、停堆深度

地下空间概念性规划方案

哈尔滨市哈西区地下空间概念性规划方案姓名： ## ## 学号： 20100020#### 专业：城市地下空间工程学院：土建与水利学院指导老师： ###### 教授

目录 1.总说明 (2) 1.1 哈尔滨市哈西区的定位 (2) 1.2 哈西区地下空间规划指导思想 (4) 1.3 哈西区地下空间规划总体构想 (5) 1.4 哈西区地下空间开发强度分析 (6) 1.5 哈西区地下空间开发模式分析 (7) 1.6 哈西区城市地下空间开发的意义 (8) 2.地下交通规划 (9) 2.1 地下交通规划基本原则 (9) 2.2 地铁 (10) 2.3 地下公路交通 (11) 2.4地下停车系统 (12) 2.5地下步行系统 (12) 3.重要节点地区规划 (13)

1.总说明 1.1 哈尔滨市哈西区的定位哈尔滨别称“东方莫斯科”、“东方巴黎”，中国面积最大的省会城市，东北规模第一大城市，户籍总人口1200万，中国特大国家区域中心城市之一，副省级城市，黑龙江省省会，哈大齐经济区的核心城市，远东地区最大最繁华的国际化大都市，世界四大冰雪城市，国家级综合交通、通信枢纽，国务院颁布十大城市之一，国家门户城市。哈尔滨市是北部经济、政治、贸易、科技文化事业的中心城市，在黑龙江省处于龙头和窗口地位。这样一座特大城市的发展，必然对城市的用地规模和空间容量提出不断扩大的需求。地下空间是潜力巨大的城市后备空间资源，有序、合理地开发利用城市地下空间，是科学、有效地拓展城市空间和改善地面人居环境的重要途径之一。

哈西区主要指哈尔滨西站地区，建后的哈西新区将成为文化产业、教育产业、新技术产业、运动休闲产业、商贸业为一体的城市副中心。新建的哈尔滨西客站是新建铁路哈大客运专线的重要组成部分，建成后将作为哈尔滨市两个重要的综合客运交通枢纽中心之一，汇集铁路、轨道交通、城市公共交通、社会交通等多种交通方式，实现多种交通方式的有机衔接。

反应堆原理

核反应堆是核电站的心脏，它的工作原理是这样的：原子由原子核与核外电子组成。原子核由质子与中子组成。当铀235的原子核受到外来中子轰击时，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2—3个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀235原子核，引起新的裂变。如此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。用循环水(或其他物质)带走热量才能避免反应堆因过热烧毁。导出的热量可以使水变成水蒸气，推动气轮机发电。由此可知，核反应堆最基本的组成是裂变原子核＋热载体。但是只有这两项是不能工作的。因为，高速中子会大量飞散，这就需要使中子减速增加与原子核碰撞的机会；核反应堆要依人的意愿决定工作状态，这就要有控制设施；铀及裂变产物都有强放射性，会对人造成伤害，因此必须有可靠的防护措施。综上所述，核反应堆的合理结构应该是：核燃料＋慢化剂＋热载体＋控制设施＋防护装置。还需要说明的是，铀矿石不能直接做核燃料。铀矿石要经过精选、碾碎、酸浸、浓缩等程序，制成有一定铀含量、一定几何形状的铀棒才能参与反应堆工作。热堆的概念：中子打入铀－235的原于核以后，原子核就变得不稳定，会分裂成两个较小质量的新原子核，这是核的裂变反应，放出的能量叫裂变能；产生巨大能量的同时，还会放出2～3个中子和其它射线。这些中子再打入别的铀－235核，引起新的核裂变，新的裂变又产生新的中子和裂变能，如此不断持续下去，就形成了链式反应利用原子核反应原理建造的反应堆需将裂变时释放出的中子减速后，再引起新的核裂变，由于中子的运动速度与分子的热运动达到平衡状态，这种中子被称为热中子。堆内主要由热中子引起裂变的反应堆叫做热中子反应堆（简称热堆）。热中子反应堆，它是用慢化剂把快中子速度降低，使之成为热中子（或称慢中子），再利用热中子来进行链式反应的一种装置。由于热中子更容易引起铀－235等裂变，这样，用少量裂变物质就可获得链式裂变反应。慢化剂是一些含轻元素而又吸收中子少的物质，如重水、铍、石墨、水等。热中子堆一般都是把燃料元件有规则地排列在慢化剂中，组成堆芯。链式反应就是在堆芯中进行的。反应堆必须用冷却剂把裂变能带出堆芯。冷却剂也是吸收中子很少的物质。热中子堆最常用的冷却剂是轻水（普通水）、重水、二氧化碳和氦气。核电站的内部它通常由一回路系统和二回路系统组成。反应堆是核电站的核心。反应堆工作时放出的热能，由一回路系统的冷却剂带出，用以产生蒸汽。因此，整个一回路系统被称为“核供汽系统”，它相当于火电厂的锅炉系统。为了确保安全，整个一回路系统装在一个被称为安全壳的密闭厂房内，这样，无论在正常运行或发生事故时都不会影响安全。由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二回路系统，与火电厂的汽轮发电机系统基本相同。轻水堆――压水堆电站自从核电站问世以来，在工业上成熟的发电堆主要有以下三种：轻水堆、重水堆和石墨汽冷堆。它们相应地被用到三种不同的核电站中，形成了现代核发电的主体。目前，热中子堆中的大多数是用轻水慢化和冷却的所谓轻水堆。轻水堆又分为压水堆和沸水堆。压水堆核电站压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。该核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂保持在120～160个大气压。在高压情况下，冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆，并进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，把热量传给管外的二回路水，使水沸腾产生蒸汽；冷却剂流经蒸汽发生器后，再由主泵送入反应堆，这样来回循环，不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽。从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽，推动汽轮发电机组发电。做过功的废汽在冷凝器中凝结成水，再由凝结给水泵送入加热器，重新加热后送回蒸汽发生器。这就是二回路循环系统。压水堆由压力容器和堆芯两部分组成。压力容器是一个密封的、又厚又重的、高达数十米的圆筒形大钢壳，所用的钢材耐高温高压、耐腐蚀，用来推

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

第四代核能系统的特点及其热力循环

第四代核能系统的特点及其热力循环第四代核能系统的特点第四代核反应堆技术有别于第三代先进反应堆。它在拓宽核能和平利用空间，提高核安全性、经济性等方面提出了一系列更加新颖的规划设想，包括更合理的核燃料循环、减少核废物、防止核扩散以及消除严重事故、避免厂外应急等。 2002年第四代核能系统国际论坛选择了以下6种技术方案作为第四代核反应堆重点开发对象。 1.超临界水冷堆（SCWR） SCWR是在水的热力学临界点以上运行的高温、高压水冷堆。SCWR效率比目前轻水堆高1/3，采用沸水堆的直接循环，简化了系统。在相同输出功率下，由于采用稠密栅格布置以及超临界水的热容大，因此SCWR只有一般轻水堆的一半大小。超临界水冷堆及其系统因为反应堆的冷却剂不发生想变，而且采用直接循环，可以大大简化系统。SCWR参考堆热功率1700MWt，运行压力25MPa，堆芯出口温度510℃，使用氧化铀燃料。SCWR的非能动安全特性与简化沸水堆相似。SCWR结合了轻水反应堆和超临界燃煤电厂两种成熟技术。由于系统简化和热效率高（近效率达44%），发电成本可望降低30%，SCWR在经济上有很大竞争力。

日本提出的热中子谱超临界水堆系统是较为典型的压力容器式反应堆。该方案取消了蒸汽发生器、稳压器和二回路相关系统，整个装置是一个简单的闭式直接循环系统。超临界压力水通过反应堆堆芯加热直接引入汽轮机发电，实现了直接循环，使系统大大简化。系统压力约25.0MPa，反应堆的冷却剂入口温度为280℃，出口温度为530℃。装置热功率为2740MW，净效率高达44.4%，可输出1217MW 电功率 SCWR待解决的技术问题：材料和结构要耐极高的温度、压力以及堆芯的辐射，这就带来了很多相关问题，涉及腐蚀问题、辐射分解作用和水化学作用以及强度和脆变等问题；SCWR的安全性，涉及非能动安全系统的设计，要克服堆芯再淹没时出现的正反应性；理论上有可能出现密度波以及热工水力学和自然循环相耦合的不稳定性。功率、温度和压力的控制上有很大挑战，例如，给水功率控制，控制棒的温度控制，汽轮机的节流压力控制等。需要研究电站的启动过程，防止启动过程出现失控。 2.超高温气冷堆（VHTR） VHTR是高温低冷对的进一步发展，采用石墨慢化、氦气冷却、铀燃料一次通过的循环方式。其燃料可承受高达1800度高温，冷却出口温度可大1000度以上。VHTR具有良好非能动安全特性，热效率可超过50%，经济上竞争力强。VHTR可以向高温、高耗能和不使用电能的工艺过程提供光谱热量，还可以与发电设备组合以满足热电联产的需要。系统还具有采用铀/钚燃料循环的灵活性，产生的核废料极少。 VHTR要从目前的堆芯出口温度850到950度提高到1000到1100度，仍有许多技术上有待解决的问题，在这种超高温下，铯和银迁徙能力的增加可能会使得燃料的碳化硅包覆层不足以限制它们，所以需要进行新的燃料和材料研发，以满足堆芯出口温度可达1000度以上的要求；事故时燃料温度最高可达1800度；最大燃耗可达150到200（GWD/MTHM)。 3.熔盐反应堆（MSR）熔盐反应堆是钠、锆和铀的氟化物液体混合物做燃料的反应堆。氟化物传热性能好，无辐射，与空水、水都不发生剧烈反应。在熔盐中产生的热量通过中间热交换器传给二次侧冷却剂，在通过第三热交换器传给能量转化系统。参考电厂的电功率是百万千瓦级。堆芯出口温度700度，也可达800度，以提高热效率。

核反应堆课后题

第一章思考题 1.压水堆为什么要在高压下运行？ 2.水在压水堆中起什么作用？ 3.压水堆与沸水堆的主要区别是什么？ 4.压水堆主冷却剂系统都包括哪些设备？ 5.一体化压水堆与分散式的压水堆相比有哪些优缺点？ 6.重水堆使用的核燃料富集度为什么可以比压水堆的低？ 7.在同样的堆功率情况下，重水堆的堆芯为什么比压水堆的大？ 8.气冷堆与压水堆相比有什么优缺点？ 9.石墨气冷堆中的百墨是起什么作用的？ 10.快中子堆与热中子堆相比有哪些优缺点？ 11.快中子堆在核能源利用方面有什么作用？ 12.回路式制冷堆与池式饷冷堆的主要区别是什么？ 13.在使用铀作为反应堆冷却剂时应注意些什么问题？ 14.快中子堆内使用的燃料富集度为什么要比热中子反应堆的高？第二章思考题 1.简述热中子反应堆内中子的循环过程。 2.为什么热中子反应堆中通常选用轻水作慢化齐IJ? 3.解释扩散长度、中子年龄的物理意义。 4.述反射层对反应堆的影响。 5.简述反应性负温度系数对反应堆运行安全的作用。 6.解释“腆坑”形成的过程。 7.什么是反应堆的燃耗深度和堆芯寿期？

8.大型压水堆通常采取哪些方法控制反应性？ 9.简述缓发中子对反应堆的作用。 10.简述反应性小阶跃变化时反应堆内中子密度的响应。第三章思考题 1.能用于压水反应堆的易裂变同位素有哪些，它们分别是怎样生成的？ 2.为什么在压水堆内不直接用金属铀而要用陶瓷U02作燃料？ 3.简述U02的熔点和热导率随温度、辐照程度的变化情况。 4.简述U02芯块中裂变气体的产生及释放情况。 5.燃料元件的包壳有什么作用？ 6.对燃料包壳材料有哪些基本要求？目前常用什么材料？ 7.为什么错合金用作包壳时，其使用温度要限制在350℃以下？ 8.何谓错合金的氢脆效应，引起氢脆效应的氢来源何处？ 9.错合金包壳的氢脆效应有何危害，应如何减轻这种不利影响？ 10.什么是U02燃料芯块的肿胀现象，应采取什么防范措施？ 11.控制棒直径较细有什么好处？ 12.定位格架采用什么材料制戚，为什么？ 13.定位格架有何功用？ 14.对用作控制棒的材料有什么基本要求？ 15.通常用作控制棒的元素和材料有哪些？ 16.简单说明Ag-In-Cd控制材料的核特性。 17.为什么选用棚酸作为化学控制材料？ 18.试给出可燃毒物的定义。 19.二氧化铀作燃料主要有哪些优缺点？

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。

《核反应堆热工分析》复习资料大全

第一章绪论（简答） 1. 核反应堆分类：按中子能谱分快中子堆、热中子堆按冷却剂分轻水堆(压水堆,沸水堆)、重水堆、气冷堆、钠冷堆按用途分研究试验堆:研究中子特性、生产堆: 生产易裂变材料、动力堆:发电舰船推进动力2.各种反应堆的基本特征: 3.压水堆优缺点： 4.沸水堆与压水堆相比有两个优点：第一是省掉了一个回路，因而不再需要昂贵的蒸汽发生器。第二是工作压力可以降低。为了获得与压水堆同样的蒸汽温度，沸水堆只需加压到约72个大气压，比压水堆低了一倍。 5.沸水堆的优缺点： 6.重水堆优缺点：优点： ●中子利用率高（主要由于D吸收中子截面远低于H） ●废料中含235U极低，废料易处理 ●可将238U 转换成易裂变材料 238U + n →239Pu 239Pu + n →A+B+n+Q(占能量一半)

缺点： ●重水初装量大，价格昂贵 ●燃耗线（8000～10000兆瓦日／T（铀）为压水堆1/3） ●为减少一回路泄漏（因补D2O昂贵）对一回路设备要求高 7.高温气冷堆的优缺点：优点： ●高温，高效率（750～850℃，热效率40％） ●高转换比，高热耗值（由于堆芯中没有金属结构材料只有核燃料和石墨，而石墨吸收中子截面小。转换比0.85，燃耗10万兆瓦日/T（铀）） ●安全性高（反应堆负温度系数大，堆芯热容量大，温度上升缓慢，采取安全措施裕量大） ●环境污染小（采用氦气作冷却剂，一回路放射性剂量较低，由于热孝率高排出废热少）●有综合利用的广阔前景（如果进一步提高氦气温度～900℃时可直接推动气轮机；～1000℃时可直接推动气轮机热热效率大于50％；～1000－1200℃时可直接用于炼铁、化工及煤的气化） ●高温氦气技术可为将来发展气冷堆和聚变堆创造条件 8.钠冷快堆的优缺点：优点： ●充分利用铀资源 239Pu + n →A+B＋2.6个n 238U + 1.6个n →1.6个239Pu （消耗一个中子使1.6个238U 转换成239Pu ）●堆芯无慢化材料、结构材料，冷却剂用量少 ●液态金属钠沸点为895℃堆出口温度可高于560 ℃ 缺点： ●快中子裂变截面小，需用高浓铀（达～33％） ●对冷却剂要求苛刻，既要传热好又不能慢化中子，Na是首选材料，Na是活泼金属，遇水会发生剧烈化学反应，因此需要加隔水回路 9.各种堆型的特点、典型运行参数第二章堆芯材料选择和热物性（简答） 1.固体核燃料的5点性能要求：教材14页 2.常见的核燃料：金属铀和铀合金、陶瓷燃料、弥散体燃料 3.选择包壳材料，必须综合考虑的7个因素：包壳材料的选择 ?中子吸收截面要小 ?热导率要大 ?材料相容性要好

四代快堆特性分析及前景展望

龙源期刊网 https://www.360docs.net/doc/774562875.html, 四代快堆特性分析及前景展望作者：李伟哲覃国秀来源：《科技信息·下旬刊》2017年第06期摘要：四代核电技术共六种堆型，其中三种为热堆，三种为快堆。快堆由于其独特的自身优势，受到广泛的关注。本文分析了铅冷快堆、气冷快堆以及钠冷快堆的特性，并对其发展前景进行了探讨。关键词：气冷快堆；铅冷快堆；钠冷快堆近几年，我国的核电技术发展迅速，不仅研发了具有自主知识产权的压水堆技术，并且已经将核电技术输出到了国外。我国在大范围建设压水堆核电站的同时，也在积极研发四代堆技术。四代反应堆包括六种堆型，包括气冷快堆、铅合金液态金属冷却快堆、液态钠冷却快堆、熔盐反应堆、超临界水冷堆、超高温气冷堆。前三种为快堆，后三种为热堆。快堆比热堆最大的优势是燃料的可增殖。热堆的能量主要来源于热中子引起铀235裂变产生的热量，以及裂变产物产生的衰变热。快堆由快中子引发裂变，主要用钚239作为核燃料。在反应堆堆芯，钚239的外围区域放有铀238，堆内的快中子撞击钚239使其发生裂变，裂变产生的快中子被外区的铀238吸收，生成铀239，铀239属于不稳定核素，经过几次衰变后会转化为钚239。也就是说随着反应的进行，堆芯的核燃料会反而会变多，这种现象就叫做燃料的增殖。因此快堆技术优于热堆技术，快堆不仅可以节省燃料，还可以提高反应堆的能效。 1 气冷快堆气冷快堆，英文缩写为GFR。是由快中子引发裂变，用氦气作为冷却剂的反应堆。气冷快堆的燃料主要有复合陶瓷型、先进颗粒型和锕系元素混合物陶瓷包壳元件型三种，燃料循环的形式为闭式。运行时的出口温度约为850℃。堆芯布局可以是棱柱块状或者是针状或板状燃料组件。GFR参考堆有一个一体化的场内乏燃料处理和再处理厂。通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环，将长寿命放射性废物的产生量降到最低[1]。由于冷却剂使用的是气体，因此其热导率较低，目前对气冷快堆的研究较少。 2 铅冷快堆铅合金液态金属冷却快堆，英文缩写为LFR。由快中子引发裂变，用铅或铅/铋液态合金作为冷却剂的反应堆。堆芯装载的核燃料有铀钚混合的氧化物或氮化物两种，其采用的燃料循环方式与气冷快堆一样，属于闭式循环。运行时的冷却剂出口温度一般为550℃，如果使用的是先进的核材料，温度可达800℃。核电站的额定功率可在几种方案中进行选择，包括一个换

反应堆热工水利分析复习题+答案

1下列关于压水堆的描述错误的是 A、一回路压力一般在15MPa左右B、水用作冷却剂 C、水用作慢化剂 D、热效率一般大于40% 2下列关于AP1000与EPR的说法不正确的是： A、AP1000是革新型压水堆，采用非能动系统 B、EPR是改进型压水堆 C、EPR通过增加能动部件数和系列数来增加安全性 D、AP1000和EPR的设计寿命都是40年 3下列关于沸水堆的描述不正确的是： A、相对于压水堆慢化能力有所提高 B、蒸汽温度不高热效率低 C、带有放射性蒸汽与汽轮机接触，放射防护难度增大 D、压力容器要求相对较低 4下列关于重水堆的描述错误的是： A、采用重水做慢化剂 B、可以采用低富集铀做燃料 C、轻水和重水都可以用作冷却剂 D、不需要蒸汽发生器 1反应堆按照冷却剂类型可分为： A、轻水堆 B、重水堆 C、气冷堆 D、快中子堆 2反应堆按照慢化剂类型可分为: A、轻水堆 B、重水堆 C、石墨慢化堆 D、快中子堆 3下列不属于第四代反应堆堆型的有 :A、AP1000 B、EPR C、熔盐堆 D、超高温气冷堆 4下列属于第四代反应堆堆型的有 A、钠冷快递 B、超临界水堆 C、熔盐堆 D、超高温气冷堆 5下列属于核能发电的优点有：A、空气污染少 B、不产生二氧化碳 C、能量密度高，运输成本低

D、发电成本受国际经济影响小 6核能发电的缺点有： A、产生高放射性废物 B、热效率低，热污染较大 C、不适宜做尖峰、离峰之随载运转 D、潜在危险较大 7下列关于我国第三代堆型华龙一号说法正确的是： A、华龙一号是由中核集团与中广核集团联合开发的 B、华龙一号充分吸收了AP1000和EPR的先进核电技术 C、华龙一号的安全性充分考虑了能动与非能动的结合 D、山东威海采用的是华龙一号堆型 8下列关于重水堆描述正确的有： A、中子利用率高 B、重水作慢化剂 C、废料中含235U极低，废料易处理 D、天然铀作燃料 9下列关于快堆的说法正确的有：A、充分利用铀资源 B、堆芯无慢化材料 C、需用高浓铀作燃料 D、中子裂变截面大 10关于第四代反应堆描述正确的是：A、在反应堆和燃料循环方面有重大创新意义 B、其安全性和经济性更加优越 C、废物量极少、无需厂外应急 D、具有防核扩散能力 1WWER 反应堆以100%FP 运行了几周,假定此时轴向功率分布关于堆芯二分之一高度处的轴向中平面呈对称分布。如果在控制棒全提出堆芯的情况下,通过硼化将堆功率降低到50%FP,那么轴向功率峰位置的变化趋势是: A、功率峰将会向堆芯顶部偏移 B、功率峰将会向堆芯底部偏移 C、功率峰位置维持不变 2下列关于停堆后热源的描述不正确的是。 A、停堆后的热源一部分来自于燃料棒内储存的显热 B、停堆后的热源一部分来自于剩余中子引起的裂变 C、停堆后的热源一部分来自于裂变产物和中子俘获产物的衰变 D、停堆后的热量很少,可以不予考虑 3下列不属于慢化剂中的热量来源是。 A、中子的慢化 B、伽马射线的吸收 C、β射线的吸收 D、裂变碎片的动能 4关于控制棒中的热源不正确的是 A、吸收堆芯的γ 射线 B、棒材料中的(n,α)反应 C、裂变碎片动能

核反应堆工程---复习参考题-资料讲解

核反应堆工程复习参考题 1、压水堆与沸水堆的主要区别是什么？沸水堆采用一个回路，压水堆有两个回路；沸水堆由于堆芯顶部要安装汽水分离器等设备，故控制棒需从堆芯底部向上插入，控制棒为十字形控制棒，压水堆为棒束型控制棒，从堆芯顶部进入堆芯；沸水堆具有较低的运行压力（约为70个大气压），冷却水在堆内以汽液形式存在，压水堆一回路压力通常达150个大气压，冷却水不产生沸腾。 2、简要叙述一种常用堆型的基本工作原理？沸水堆（Boiling Water Reactor）字面上来看就是采用沸腾的水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：冷却水从反应堆底部流进堆芯，对燃料棒进行冷却，带走裂变产生的热能，冷却水温度升高并逐渐气化，最终形成蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，利用分离出的蒸汽推动汽轮进行发电。压水堆（Pressurized Water Reactor）字面上看就是采用高压水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：主泵将120～160个大气压的一回路冷却水送入堆芯，把核燃料放出的热能带出堆芯，而后进入蒸汽发生器，通过传热管把热量传给二回路水，使其沸腾并产生蒸汽；一回路冷却水温度下降，进入堆芯，完成一回路水循环；二回路产生的高压蒸汽推动汽轮机发电，再经过冷凝器和预热器进入蒸汽发生器，完成二回路水循环。 3、重水堆的燃料富集度为什么可以比压水堆的低，哪种堆型对燃料的燃尽性更好？因为卸料燃耗较浅，用重水（D2O,D为氘）作慢化剂，其热中子吸收截面约

为轻水（H2O)的1/700，慢化中子能力不如后者，需要更多的碰撞次数，可直接利用天然铀作核燃料。 4、快中子堆和热中子堆相比有哪些优缺点？优：快中子堆没有慢化剂，所以体积小，功率密度高。缺：快中子堆必须有较高的核燃料富集度，初装量也大。快中子堆燃料元件加工及乏燃料后处理要求高，快中子辐照通量率大，对材料要求苛刻。平均寿命比热中子堆短，控制困难。 5、压水堆堆芯中水主要起什么作用？作冷却剂和慢化剂。 6、气冷堆与压水堆相比有何优缺点？优：能在不高的压力下得到较高的出口温度，可提高电站二回路蒸汽温度，从而提高热效率。缺：镁合金包壳不能承受高温，限制了二氧化碳气体出口温度，限制了反应堆热工性能的进一步提高。 7、什么是原子核的结合能及比结合能，如何计算？结合能：是将若干个核子结合成原子核放出的能量或将原子核的核子全部分散开来所需的能量，ΔE=ΔmC2 定义：是原子核的结合能与该原子核的核子数之比（ΔE/A） 8、什么是核反应截面，分哪几类，其物理意义是什么？如果某种物质受到中子的作用，则发生特定核反应的概率取决于中子的数目和速度，以及该物质中核的数目和性质。“截面”是中子与核相互作用概率的一种量度

核反应堆及发展

核反应堆的类型核电站中的反应堆设计具有多样性，也就是说，核反应堆具有不同类型，相应形成不同的核电站。可以利用下列三个特点表征不同类型的反应堆。第一，所用的核燃料可以是天然铀或浓缩铀、钚或钍；第二，使用不同类型的冷却剂，可以是水、二氧化碳、氦气或钠；第三，用于控制链式反应中释放的中子能量的慢化剂，可以是石墨、重水或轻水（即普通水）。下面就是迄今国际上核电站常用的4种核反应堆型。压水堆是以加压轻水作为慢化剂和冷却剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。目前以压水堆为热源的核电站，在核电站机组数量和装机容量方面都处于领先地位。沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的核反应堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。以沸水堆为热源的核电站在未来市场中仍将占有显著的地位。重水堆是以重水作为慢化剂，轻水或重水作为冷却剂的核反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆分压力容器式和压力管式两类。重水堆核电站是发展较早的核电站，但已实现工业规模的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。

快堆是由快中子引起链式裂变反应的核反应堆。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。专家预计，快堆未来的发展将会加快起来。前景看好的快堆现在世界上所运行的绝大多数反应堆是热中子堆，或者说是非增殖堆型，利用的只是铀-235，而天然铀将近99.3%是难裂变的铀-238，所以这些堆型对铀资源的利用率只有1％~2％。但在快堆中，铀-238原则上都能通过核反应转变成易裂变的钚-239而得以使用。即使考虑到各种损耗，快堆总体上可将铀资源的利用率提高到60％~70％，也可使核废料产生量得到最大程度的降低，实现放射性废物最小化。具体点说，在堆芯燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238，通过钚-239产生的裂变反应时放出来的快中子，使铀-238吸收一个中子后，发生连续两次β衰变后，铀-238很快被转变成钚-239，同时产生了能量，如此核反应下去，能够源源不断地将铀-238转变成可用的燃料钚-239。因为快堆再生速度高于消耗速度，即所生成的钚-239比消耗的铀-235来得多，如此核燃料越烧越多，快速迅速增殖起来，因此这种反应堆又称“快中子增殖堆”。除了现行的钠冷快堆外，还在发展气冷快堆、铅冷快堆等。早在1951年，美国就建造了实验快中子堆。现阶段，基本掌握快中子堆技术的国家有美国、法国、日本、俄罗斯、印度和中国等。中国核工业集团公司2010年7月21宣布：由中核集团中国原子能

建筑设计中空间的自然性概念解析

建筑设计中空间的自然性概念解析 [摘要]建筑设计中空间的自然性我们称之为自然空间，不同于以往的古典主义建筑，它在建筑空间中加入了时间因素，时空的加入意味着建筑空间视点的不断改变，并通过动线设置将不同的空间连成网络，使人在其中能获取空间的整体印象。 [关键词]自然化建筑心理学自然空间建筑心理学(Architecture Psychol-ogy)是运用心理学的一些理论对建筑学中的一些具体问题作一般性描述，并将心理学、社会学的知识用于解决建筑设计与规划的实际问题，其目的是塑造一个“以人为中心”的建筑空间环境，建筑空间是通过人为手段所创造的人工环境，建筑空间建造的目的，就是为了满足人们的心理需求。这种需求从人类启蒙时代寻求安全、被保护等简单和原始的需要，逐步发展为种类复杂、层次各异的心理需求，正如罗伯特·舒尔茨所指出，人们的居住有两种基本需要：获得居住某地的特有经历和敞向世界的精神感受，也就是既强调入从自然中分隔(居住某地)，又强调入与自然的交流(敞向世界)，人们主要是以这两种基本的需要为目的而建造建筑空间的，不同地域，不同时代的建筑空间都以各自的方式，表现出人们对空间的需求，其造就了空间的某种共性。现代建筑的空间中存在着某种共同的特征，所以称之为自然空间。空间的自然性具体表现在：一、空间与环境的关系空间与环境的关系是空间结构特征中最为重要的一个。任何人与空间造物都是处于自然环境或人工环境(如城镇)中，并以它所处的环境为背景的。这与中国传统建筑空间注重与环境的融合，表现传统的“天人合一”、“师法自然”的思想是统一的，例如岭南庭园，皇家园林、江南园林等更加的融合环境，体现世俗生活。他们将日常生活的各个空间溶于自然因素之中，强化人与自然的对话。在这里，建筑空间与环境产生相互融合的关系。现代建筑思想有对环境相互交融的思想，布鲁诺·赛维在《现代建筑语言》一书中指出的“建筑，城市和自然景观的组合”这一原则，强调建筑空间与环境交融的关系。布鲁诺·赛维在这里提醒空间的塑造者们不能忘却建筑与自然的关系，期望通过现代建筑的空间重塑这种关系，从20世纪初开始，现代建筑大师赖特提出“有机建筑”，强调空间与自然的关系。赖特认为每一种生物所具有的特殊外貌，是它能够生存于世的内在因素决定的。这种思想的核心就是“道法自然”，就

主题性餐厅空间的概念设计

空间的主题创新就是创造意境空间。从餐厅设计的本质来看，功能性的原则是设计师必须追求和遵循的原则，然而象征着精神气质的主题内涵本文由:青岛酒店装修编辑整理发布，则是体现作品品质的一个重要环节，用于表达空间场域的本质特征、目的及潜在特点，赋予特定区域超出功能之外的特殊意义，即场所精神。

空间的主题是空间设计的灵魂，由于主题的介入，使空间产生了场域效应，并本文由:宝鸡酒店设计公司编辑整理发布借助于餐厅设计元素、设计符号的象征意义叙述着空间的思想和情感。而主题的选择反映了各种不同的情趣爱好和审美倾向，人们对相同空间的体验和感受不同，文化背景、知识层次、生活环境的差异造成了各自不同的生活态度。因此，空间主题的定位应该是多层次的，有大自然淳朴之美的主题表现，有都市时尚的主题表现，有人文景观和历史文化内涵的主题表现，有自由、轻松、休闲的主题表现等。人们在这些空间场域中体会着文化的差异性，体会着空间的抽象情绪，从而进行着人与空间的对话，实现人与环境的真正统一，这种在满足使用功能基础上的情感交流给功能空间增加了新的附加值。因此，显现着文化内涵的主题创意综合体现了空间设计价值的重要特征。

空间主题完整性和鲜明性依赖于空间形态、色彩组：合、空间布局、材料选择以及陈设、装饰品等各要素之间的搭配，取决于室内空间中诸要素彼此之间主从呼应、有张有弛的协调因素，如果强调了某一元素在塑造空间主题氛围中占据主导环节，那么此时则更需要有章法地、合理地配合运用其他因素。针对北京餐厅设计师的更高标准而言，主题空间的协调性与鲜明性是设计者对主题空间的创意表达能力以及综合文化知识素养的充分体现。相关文章推荐：以老式自行车为主题的餐厅设计欣赏广州沙面车站西餐厅以欧陆风情为设计主题素食文化主题餐厅设计欣赏索伦装饰是一家专业的从事合肥酒店装修的合肥装修公司。提供合肥酒店装修,合肥酒店装修公司等最新信息，服务于合肥酒店装修设计业主。更多合肥酒店装修案例https://www.360docs.net/doc/774562875.html,/hskjzs/

核反应堆的分类

核电站分类核电站按照反应堆形式分类压水堆核电站以压水堆为热源的核电站.它主要由核岛和常规岛组成.压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯.在核岛中的系统设备主要有压水堆本体,一回路系统,以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统.常规岛主要包括汽轮

机组及二回路等系统,其形式与常规火电厂类似. 沸水堆核电站（现在发生事故的日本福岛第一核电站）以沸水堆为热源的核电站.沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂、并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆.沸水堆与压水堆同属轻水堆,都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点.它们都需使用低富集铀做燃料.沸水堆核电站系统有:主系统(包括反应堆);蒸汽—给水系统;反应堆辅助系统等. 重水堆核电站（如中国秦山III核电站）以重水堆为热源的核电站.重水堆是以重水做慢化剂的反应堆,可以直接利用天然铀作为核燃料.重水堆可用轻水或重水做冷却剂,重水堆分压力容器式和压力管式两类. 重水堆核电站是发展较早的核电站,有各种类别,但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站.

快堆核电站（如日本茨城县东海村常阳和福井县敦贺市文殊反应炉）由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站.快堆在运行中既消耗裂变材料,又生产新裂变材料,而且所产可多于所耗,能实现核裂变材料的增殖. 石墨气冷堆以气体(二氧化碳或氦气)作为冷却剂的反应堆.这种堆经历了三个发展阶段,有天然铀石墨气冷堆、改进型气冷堆和高温气冷堆三种堆型.天然铀石墨气冷堆实际上是天然铀做燃料,石墨做慢化剂,二氧化碳做冷却剂的反应堆.改进型气冷堆设计的目的是改进蒸汽条件,提高气体冷却剂的最大允许温度,石墨仍为慢化剂,二氧化碳为冷却剂.高温气冷堆是石墨作为慢化剂,氦气作为冷却剂的堆。

核反应堆的分类

核反应堆的分类第四代反应堆是未来的系统，无论是从反应堆还是从燃料循环方面都将有重大的革新和发展。作为2000年美国能源部(DOE)发起倡议的继续，2001年成立了第四代反应堆国际论坛(GIF)，参加方有：阿根廷、巴西、即拿大、法国、日本、韩国、南非、瑞士、英国和美国。第四代反应堆概念与前几代完全不同，必须以大量的技术进步为前提。对这些系统的研究才刚刚开始。概念可行性研究结束后，对第四代系统的研究将进入技术和经济性论证阶段。目标是获得工业上成熟的第四代核系统，根据市场情况，2035年可能开始实现首批工业应用。10兆瓦高温气冷实验反应堆项目，在2007年2月27日举行的国家科技奖励大会上，获得了国家科技进步一等奖。这个反应堆的建造，使我国掌握了模块式球床高温气冷堆的核心技术、设计技术和系统集成技术，在第四代核反应堆技术中占得先机。10兆瓦高温气冷实验反应堆是国家863计划的重点项目，从研究设计到建成历时17年，总投资为2.75亿元，工程包括了反应堆、蒸汽发电等34个系统。有关专家认为，模块式高温气冷堆具有第四代核反应堆特性，是能够适应未来能源市场需要的先进堆型。除了安全性好，效率高，它还可以提供900℃以上的高温热源，除了高效发电外，还可以用于水热裂解制氢，为未来氢能时代提供清洁能源。10兆瓦高温气冷实验反应堆项目取得了六项创新成果，包括：成功建成世界上首座具有固有安全特性的模块式球床高温气冷堆；世界上首次在反应堆上成功完成严重事故工况下固有安全性

验证实验；建成球形燃料元件生产线，制备出国际先进水平的包覆颗粒燃料元件；发明脉冲气动排球装置，攻克球床堆关键技术，实现燃料元件连续装卸；在国内率先研制成功反应堆全数字化保护系统，并成功用于反应堆运行；自主研制成功主氦风机，攻克关键的氦技术。鉴于高温气冷堆具有良好的发展前景，中国华能集团公司、中国核工业建设集团公司和清华大学将合作建造一座20万千瓦级模块式球床高温气冷堆示范电站，厂址选择在山东荣成。 RELAP5程序是美国INEL实验室研制的通用系统瞬态行为分析程序。该程序的发展经历了下面几个过程：1966年RELAPSE(Reactor Leak and Power Safety Excursion)；1968年RELAP2(RELAP=Reactor Excursion and Leak Analysis Program)；1971年RELAP3；1975年RELAP4；上述程序的两相流处理均基于均匀平衡模型，该模型上的最后版本是1980年的RELAP4/MOD7。在这之后，发展了两流体、非均匀、非平衡的两相流模型，克服了单流体模型的限制，发展了RELAP5程序，到1995年，有了RELAP5/MOD2版本，在这基础上，通过改进和延伸建立了RELAP5/MOD3程序，它对压水堆热工水力分析又很多特殊的功能，比如有离心泵模型、阻塞流、控制系统、衰变热、带有反应性反馈的动力学、各种阀门等等。 RELAP5程序基于一维瞬态、两流体、六方程水力学和一维热传导及点堆动力学模型。该程序除拥有泵、导管、阀门、喷射泵、透平、分离器和控制系统部件等通用部件模型外，还包括再淹没传热、气隙导热、壅塞流、非凝气体等特殊过程模型。该程序可用来模拟轻水堆系统的LOCA、ATWS、SGTR、MSLB、LOFW等事故及某些水蒸气系统的热工水力瞬态性状，是目前物理模型较完善的大型程序之一。 2008年12月，中广核仿真技术有限公司和中广核工程公司签订协议，承担研发宁德核电站一期工程全范围仿真机项目。该项目仿真对象是宁德核电站一期（2×1000MW）1号机组，FCD时间2008年4月15日，参考机组首炉装料时间2012年7月1日（FCD+50.5），商业运行时间2012年12月16日（FCD+56），堆型为压水堆CPR1000，Safety DCS系统为M ELTAC（日本三菱电机MELCO），Non-safety DCS是HOLLiAS（北京广利核公司CTEC），东方电气提供1000MW半速汽轮机，汽轮机控制系统为P320。仿真过程模型在3KeyMaster平台下开发研制，集成了包括反应堆中子物理计算（NESTLE）及反应堆热工水力计算（REL AP5-RT），流体网络建模（FlowBase），教练员站工具（GES）通用设备建模（Component），逻辑组态建模（Logic），电气网络建模（Electrical）。DCS的逻辑及MMI画面均采用虚拟DCS系统，汽轮机控制系统采用组态翻译方式进行仿真，电站后备盘台采用与现场1：1方式实现。全范围模拟机的配置管理系统采用3KEYSafe系统宁德核电站一期工程全范围模拟机项目是中广核集团首个国产化的模拟机项目，目前已经顺利完成了项目的初步设计、详细设计、系统动态特性测试、分系统测试、过程模型的分部集成及核岛、常规岛、电气系统及其余辅助系统的总集成，