先进反应堆技术总结

第四代核反应堆性能特性及优缺点评价发布时间：2021-06-01T05:22:16.828Z 来源：《建筑学研究前沿》2020年28期作者：范黎钱怡洁李辉[导读] 第四代核反应堆系统（Gen-IV）指未来的核裂变反应堆系统，无论是从反应堆本身还是从燃料循环方面都将有重大革新和发展。

中国核电工程有限公司1 第四代核反应堆概念与提出背景第四代核反应堆系统（Gen-IV）指未来的核裂变反应堆系统，无论是从反应堆本身还是从燃料循环方面都将有重大革新和发展。

当前多国都在对第四代核能系统进行研发，预计这一代技术将在2030年前后投入实际应用，第四代核反应堆目标是更好地解决安全和废料问题，尤其是核不扩散的问题等。

1999年6月，美国能源部提出第四代核能系统（Gen IV）的概念。

2001年1月，美国、加拿大、法国、英国、阿根廷、巴西、日本、韩国和南非等9个国家联合成立“第四代国际核能论坛”（GIF），同时签署了GIF《宪章》，从而使成员国保持适当的水平积极参与GIF项目的合作。

目前签署GIF《宪章》的国家已达到13位成员。

同时，国际原子能机构（IAEA）、国际经济合作组织核能署（OECD/NEA）是GIF的观察员。

2 第四代核反应堆主流堆型与共性目标在经过对近100种第四代核能系统概念进行筛选后，2002年GIF和美国能源部联合发布了《第四代核能系统技术路线》，选出6种最有前景的堆型作为第四代核能系统技术，分别是：气冷快堆（GFR）；铅冷快堆（LFR）；熔盐堆（MSR）；钠冷快堆（SFR）；超临界水冷堆（SCWR）；超高温气冷堆（VHTR）。

GIF《宪章》定义了Gen IV的4个目标：1) 持续性：持续性产生能源，保障核燃料的长期供应；废物最小化，减少废物长期管理的负担。

2) 安全性和可靠性：卓越的安全性和可靠性；堆芯损坏的概率极小；不需要场外应急。

3) 经济性：相比其他能源，良好的全寿期经济优势；相比其他能源，有更低的经济风险。

篇一：核反应堆热工分析课程设计报告书详细过程版本课程设计报告( 20 13 -- 2014 年度第二学期)名称：核反应堆热工分析课程设计题院系：核科学与工程学院班级：实践核1101班学号：指导教师：王胜飞设计周数：1周成绩：日期：2014 年 6 月 19日一、课程设计的目的与要求反应堆热工设计的任务就是要设计一个既安全可靠又经济的堆芯输热系统。

对于反应堆热工设计，尤其是对动力堆，最基本的要求是安全。

要求在整个寿期内能够长期稳定运行，并能适应启动、功率调节和停堆等功率变化，要保证在一般事故工况下堆芯不会遭到破坏，甚至在最严重的工况下，也要保证堆芯的放射性物质不扩散到周围环境中去。

在进行反应堆热工设计之前，首先要了解并确定的前提为：（1）根据所设计堆的用途和特殊要求（如尺寸、重量等的限制）选定堆型，确定所用的核燃料、冷却剂、慢化剂和结构材料等的种类；（2）反应堆的热功率、堆芯功率分布不均匀系数和水铀比允许的变化范围；（3）燃料元件的形状、它在堆芯内的分布方式以及栅距允许变化的范围；（4）二回路对一回路冷却剂热工参数的要求；（5）冷却剂流过堆芯的流程以及堆芯进口处冷却剂流量的分配情况。

在设计反应堆冷却系统时，为了保证反应堆运行安全可靠，针对不同的堆型，预先规定了热工设计必须遵守的要求，这些要求通常就称为堆的热工设计准则。

目前压水动力堆设计中所规定的稳态热工设计准则，一般有以下几点：（1）燃料元件芯块内最高应低于其他相应燃耗下的熔化温度；（2）燃料元件外表面不允许发生沸腾临界；（3）必须保证正常运行工况下燃料元件和堆内构件得到充分冷却；在事故工况下能提供足够的冷却剂以排除堆芯余热；（4）在稳态额定工况和可预计的瞬态运行工况中，不发生流动不稳定性。

在热工设计中，通常是通过平均通道（平均管）可以估算堆芯的总功率，而热通道（热管）则是堆芯中轴向功率最高的通道，通过它确定堆芯功率的上限，热点是堆芯中温度最高的点，代表堆芯热量密度最大的点，通过这个点来确定dnbr。

核电个人技术总结
核电是一种利用核能产生电能的技术，个人在核电工作中总结了以下技术要点：
1. 核反应堆运行与控制：核反应堆的运行与控制是核电站操作的关键。

个人掌握了核
反应堆的启动、停止、调整功率等操作技术，并理解了核反应堆的动力学特性和稳定性。

2. 辐射安全与防护：核电站中存在辐射源，个人熟悉辐射安全的原理，掌握了辐射剂
量测量、材料防护等技术。

同时，个人学习了应急情况下的辐射监测与处置。

3. 燃料管理与改装：个人了解了核电站燃料管理的流程和方法，包括燃料装载、卸载、调整等操作。

同时，对于燃料元件的检修、更换具备一定的技术知识。

4. 事故分析与故障排除：个人积累了一定的事故分析与故障排除经验，能够通过分析
和判断故障现象，找出问题根源并提出解决方案。

5. 安全控制与监测：个人了解核电站安全控制与监测系统的原理和工作流程，包括安
全参数显示、传感器的使用与校准等。

6. 辅助系统运行与维护：核电站拥有众多的辅助系统，个人掌握了部分系统的运行和
维护技术，如冷却水系统、蒸汽发生器等。

7. 核电站运维管理：个人参与了核电站的运维管理工作，包括维修计划的制定、设备
台帐的管理、事故记录与分析等。

个人在核电技术方面的总结仅作为参考，实际工作中还需要不断学习和提升自己的技
术水平。

同时，核电领域需要严格遵守安全规定，保障核电站安全运行。

核反应堆设计与优化技术研究对于核反应堆而言，设计与优化技术的研究是十分重要的，它将直接影响反应堆的维护、使用、安全性以及能源输出的效率等因素。

本文将从反应堆设计的特点、反应堆的现有设计及其优化技术、应用程序和未来发展前景等方面进行阐述。

一、反应堆设计的特点反应堆设计的重点在于核材料的选择，核材料是核反应堆的核心。

在设计反应堆时必须考虑核材料的选择，不同核材料的特性不一样，能够影响反应堆的维护、使用、安全性以及能源输出的效率等多个因素。

因此，选材的过程是反应堆设计的核心。

同时，在反应堆设计中，还需要考虑到燃料的选择、反应堆的物理性质、反应堆的热力学性质等多个因素，这些因素都将直接影响反应堆的安全性、使用效率以及其它多个方面。

二、反应堆的现有设计及其优化技术1.反应堆的现有设计反应堆的现有设计主要有三种类型：（1）热中子反应堆：利用中速中子引发核裂变，大多采用铀235作为燃料。

（2）快中子反应堆：利用高速中子引发核反应，采用钚等放射性物质做燃料。

（3）混合反应堆：同时采用热中子和快中子两种方式，既采用铀又采用钚等放射性物质做燃料。

2.反应堆的优化技术反应堆设计的优化技术主要有以下几个方面：（1）反应堆物理设计的优化，包括反应堆的结构布局、燃料棒排列等。

（2）燃料设计的优化，包括燃料的体积、比表面积、燃料的反应截面等。

（3）控制棒的设计，作为反应堆的关键部分，控制棒的性能将直接影响到反应堆的安全性等多个方面。

（4）反应堆基础物理性质的研究，这将直接影响反应堆的维护、使用以及其它多个方面。

（5）核燃料的后处理，包括核废料的处理、核燃料的循环利用和加速器驱动系统等。

三、应用程序和未来发展前景1.应用程序核反应堆设计及其优化技术的研究将直接影响到相关的应用程序。

反应堆应用在国家能源领域、军事领域、航空航天领域、环保领域等多个领域。

2.未来发展前景反应堆设计及其优化技术研究是一个永远具备发展的领域，未来反应堆的研究将随着科技的发展和技术手段的变革而愈发完善。

全球现有的核反应堆技术概述：轻水堆，压水堆，重水堆，熔盐堆等核反应堆，是一种可以控制和维持自我连锁反应的装置。

核反应堆主要用途是发电（核电厂）和作为船舶的动力装置。

位于瑞士的一座小型研究反应堆其中，一些反应堆还被用来生产医疗和工业用的同位素或者生产武器级钚。

截止2019年初，全球共有680座核反应堆在运行，其中包括226座研究堆。

现有的核反应堆主要包括轻水堆，沸水堆，重水堆，高温气冷堆和熔盐堆。

下面将逐一介绍：1.轻水堆轻水堆中，冷却剂起着减速剂的作用这种反应堆使用压力容器来容纳核燃料、控制棒、慢化剂和冷却剂。

离开压力容器的热放射性水通过蒸汽发生器循环，蒸汽发生器又将次级(非放射性)水环加热成蒸汽，使涡轮机运转。

它们占据了当前反应堆的大多数(约80%)。

VVER1000反应堆结构华龙一号示范工程航拍美军核动力航母编队轻水堆最新的典型代表有俄罗斯的VVER-1000，美国的AP1000，中国的华龙一号和欧洲的EPR。

美国海军军舰上的反应堆也都属于这种类型。

2.沸水堆福岛核事故的反应堆类型就是沸水堆沸水堆就像没有蒸汽发生器的压水堆。

冷却水的较低压力使其在压力容器内沸腾，产生运行涡轮机的蒸汽。

与压水堆不同，没有主回路和副回路。

这些反应堆的热效率更高，结构也更简单，发生两次严重核事故（切尔诺贝利和福岛核事故）的堆型都属于沸水堆。

3.重水堆（CANDU）秦山核电站的两座重水堆（CANDU堆）重水堆非常类似于压水堆，但使用重水。

虽然重水比普通水贵得多，但它具有更大的中子经济性(产生更多的热中子)，允许反应堆在没有燃料浓缩设施的情况下运行。

燃料不是像压水堆那样使用一个大型压力容器，而是包含在数百个压力管中。

这些反应堆以天然铀为燃料，重水反应堆可以在满功率时加燃料，这使得它们在铀的使用方面非常高效(这使得堆芯中的流量控制更加精确)。

加拿大、阿根廷、中国、印度、巴基斯坦、罗马尼亚和韩国都建造了重水堆。

4.高能通道反应堆(RBMK)切尔诺贝利核电站（RBMK，沸水堆）RBMKs是一种苏联设计，在某些方面与CANDU相似，因为它们在动力运行期间可以重新加料，并采用压力管设计。

核反应堆物理分析各章节重要知识点整理汇总资料第一章1、在反应堆内中子与原子的相互作用方式主要有：势散射、直接相互作用和复合核的形成。

其中复合核的形成是中子和原子相互作用的最重要方式。

2、复合核的衰变分解的方式有：共振弹性散射、共振非弹性散射、辐射俘获和核裂变，可以概括为散射和吸收。

3、共振现象：但入射中子的能量具有某些特定值，恰好使形成的复合核激发态接近于某个量子能级时，中子被靶核吸收而形成复合核的概率就显著增加，这种现象就叫作共振现象。

4、非弹性散射特点：只有当入射中子的动能高于靶核的第一激发态的能量时才能使靶核激发，也就是说，只有入射中子的能量高于某一数值时才能发生非弹性散射，由此可知，非弹性散射具有阈能的特点。

5、弹性散射特点：它可以分为共振弹性散射和势散射两种，区别在于前者经过复合核的形成过程，后者则没有。

在热中子反应堆内，对中子从高能慢化到低能的过程起主要作用的是弹性散射。

6、易裂变同位素：一些核素，如233U 、235U 、239Pu 和241Pu 等核素在各种能量的中子作用下均能发生裂变，并且在低能中子作用下发生裂变的可能性较大，通常把它们称为易裂变同位素。

7、可裂变同位素：同位素232Th 、238U 和240Pu 等只有在能量高于某一阈值的中子作用下才发生裂变，通常把它们称为可裂变同位素。

8、中子束强度I ：在单位时间内，通过垂直于中子飞行方向的单位面积的中子数量，记为I 。

9、单位体积中的原子核数N ：计算公式为AN N ρ0=0N ：阿伏加德罗常数，取值为6.0221367*1023/molρ：材料密度A ：该元素的原子量10、微观截面σ：微观截面是表示平均一个给定能量的入射中子与一个靶核发生作用的概率大小的一种度量，通常用“巴恩”（b ）作为单位，1b=10-28m 2。

11、核反应下标：s--散射；a--吸收；γ--辐射俘获；f--裂变；t--总核反应 12、靶内平行中子束强度：Nx e I x I σ-=0)(13、宏观截面∑：宏观截面是一个中子与单位体积内所有原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量，单位为m -1,公式为：σN =∑由几种元素组成的均匀混合物质的宏观截面x ∑：∑=∑ixi i x N σ14、富集度：某种元素在其同位素中的（原子）重量百分比。

复习总结(2)主讲教师：李伟燃耗深度()0Tu P t dt BU W =ò()MW d t ×反应性的控制n 反应性变化的原因q反应堆从冷态过渡到热态、再提升功率过程中的温度变化带来的反应性反馈q135Xe 和149Sm 中毒q 核燃料的消耗与重核素成分的变化q 功率变化带来的反应性变化n 反应性控制的任务q 反应性补偿q 功率调节q 紧急控制常用的控制方式p 控制棒控制p 化学补偿控制p 可燃毒物控制反应性的控制n控制棒控制方式q控制棒控制方式的任务n与功率变化过程有关的Doppler效应n慢化剂温度效应n空泡效应n安全停堆q控制棒的价值n微分价值n积分价值反应性的控制n控制棒控制方式q控制棒对功率分布的影响n造成中子通量分布和功率分布的畸变。

n控制棒间的干涉效应q一根控制棒插入堆芯后引起堆芯中子通量分布的畸变，影响到其它控制棒的价值。

反应性的控制n化学补偿控制q任务n燃耗、裂变产物的反应性效应。

n从冷态到热态零功率过程中的慢化剂温度效应。

135Xe及149Sm的中毒效应。

nq慢化剂中硼酸含量过高会导致正的慢化剂温度系数。

反应性的控制n可燃毒物控制q要求n可燃毒物消耗释放的反应性与燃料燃耗减少的反应性相匹配。

q布置方式n非均匀布置n空间自屏蔽效应q在低泄漏换料方案中，每个堆芯寿期都需要采用一定数量的可燃毒物来抑制功率峰。

稳定周期（渐近周期）中子输运理论简介n 方向变量的处理qP n 方法n采用球谐函数展开含有角度变量的项n 能量相关扩散方程的推导q P 1近似q 源各向同性q 输运近似()()()()()()(),,,,,;,t s D Q r E r E r E r E r E dE r E E r E -Ñ×ÑF +S F =¢¢¢+S F ®òv v v v vv v中子输运理论简介n 方向变量的处理qS n 方法n 对空间变量离散化，得到离散点。

先进的液态金属反应堆国～一美国能源部负责(Argonne)国家实验室的IFR(一体化挟堆)的概念应用到通用电气(GE)公司的动力堆改进型小型模件(PRISM)增殖反应堆的设计中去.1一体化快堆(IFR)IIR概念包括游泳池型增殖反应堆,金属合金燃料,以及高温冶金处理燃料循环.由于IFR的这两个特征,使得该堆同世界上所有其他液态金属反应堆相比具有的不同之处是:燃料类型和燃料循环技术.该燃料是铀,钚和锆的金属合金.按照阿贡的观点,金属燃料具有重要的新安全特性,并可在冶金工艺(常称高温冶金处理)的基础土,大大地简化燃料循环.多年来,由于金属燃料反应堆成功地应用在爱迭荷州阿贡的2号实验性增殖反应堆(EBR—I)上,从而确定了该堆型的性能.燃耗深度在150000~200000兆瓦日/吨的范围.1986年,在EBR—I上进行了极其重要的系列试验,证明了装有金属燃料的ALMR的无源安全特性,还模拟了两类未能紧急停堆的预期瞬态(ATws)事件.在同一天分别进行了这两类试验,即进行了实际电厂在满功率运行时发生了全厂断电和丧失热阱事故的模拟试验.此时,暂时避开了紧急停堆回路,且无操纵员干预. 在这两种事故情况下,EBR—I能方便地自行停堆,在低功率工况下,通过自然循环将余热导出,而燃料和反应堆装置均没有遭到损坏.通过阿贡所作的分析得出:该优点不仅适用于EBR—I的小功率反应堆,它还可扩大适用于10O0Mw或更大功率的反应堆.ALMR的反应堆要求闭路燃料循环,并且在一体化挟堆计划中,正在开发的燃料循环技术与其他国家正推行的燃料循环技术相比有极大的不同.在世界上的另一些地方,后处理是建立在PuREx溶解萃取的基础上,而制造则是建立在氧化物颗粒粉碎和烧结的基础上.这些处理的可行性虽然已经过了长时间的论证,但是,PUREX/氧化物技术规模的经济性要求具备很大的设施,即它必须具有能服务于l0座反应堆的能力在一体化快堆的燃料循环中,采用了相关的高温,金属基本的处理——高温冶金处理.这是可在小设施上实现的简单批量生产过程.在小容量上,它具有潜在韵经济性,也许仅用在一座或几座反应堆.在美国的范围内,没有能用于初始ALMR的民用后处理设施.对于ALMR的推广来说,小规模设施燃料循环技术的经济性是推广应用的前提.一在高温冶炼处理中有三个关链的步骤:(1)电提炼..在电提炼中,唯一的步骤是熔化燃料,并且通过电子传递的作用,使重金属从裂变产物中分离出来,聚集到收集器的阴极上.(2)阴极处理.在阴极处理中,重金属通过还原从阴极被提取,同时被浇铸进入提炼金属的铸模.(3)浇铸.在浇铸过程中,制造新的金属燃料捧束.阿贡正在准备EBR—I型燃料循环设施,以供来年初进行高温冶炼处理的验证.2PRISM反应堆由GE公习领导的工业小组正在进行PRISM反应堆的设计.而阿贡的一体化快堆计划仅提供金属燃辩和燃料循环.其他一些国家实验室在技术开发方面提供支持,并使之有效.在关矬{生的开发和实验领域中,也有一些国际闯的协作和参与.由电力成员加入的电力研究所已提供了技术和计划两者的评审,以及与DOE合作的导则ALMR计划的反应堆殴计耜发执照的尝试,目前处在改进的概念设计阶段,正瞄准开发一个长期的,竞争性的增殖反直堆,用以提高防护和调节安全特性.完成初步设计和最终设计后,为了证实实际运转性能的持续过程中的非能动及周有的安全特性的概念,计划建造一个全尺寸原型反应堆.大约在2005年,期待由美国核管会鉴定标准电广妁设计,并按GE公司的意见,约在2010g投入商业运行.3总体设计ALMR作为安全,可靠和经济竞争的液态钠冷却的快能谱增殖反应堆核电厂设计,具有下列关键的特征:?紧凑反应堆模块的尺寸规模能够便于工厂制造和装运到内地或水边现场,同时兔许全尺寸原型试验,以便确认预定的安全和性能特性.?在过冷和超功率瞬态期间,由于故障而停堆,无源反应性降低.为了获得安全.稳定的状态,通过运行人员的操作,从停堆到冷态有充裕的时间. ?在热阱损失事故时,非能动衰变热排除,对运行人员的差错和设备的故障是不会有影响的.?通过简单的无源安全特性以防止严重事故的扩展,致使放射性释放很小,正式的公众评价计划和训练是不必要的.?燃料的增殖能力大于它的消耗.?作为起动的裂变材料,选择应用或者是钚,或者是来自轻水反应堆乏燃料的锕系废料,或者是由于核军备撤除所获得的多余的钚.,合适的堆芯设计选择采用参考金属的燃料循环,或氧化物燃料循环. 商业参考的ALMR电厂,要有9个反应堆模块,按S个为一组考虑,每组电功率为480MWe,电厂总的净电功率为1440MWe.三个相同反应堆模块的每个动力装置的特征是,每个反应堆有自己的核安全级反应堆设备和高工业化水平的中间热交换系统和蒸.6O汽发生器,但共同输送过热蒸汽到单个汽轮机.480MWe和960Mwe 的教小型电厂规模是可行的,这就可以向电力公司提供合适的电r规模,以满足其规划负荷的增长.ALMR金属燃料循环引人注目的特征,是由于ALMR的快中子能潜使得高放,长半衰期锕系金属的裂变产物返回反应堆堆芯去的金属燃料循环成为可能锕系金属的裂变防碍他们的积累和对后续处理的需要.裂变其自身的锕系金属的PR1SM的这一能力,在没有重大的技术和经济突加的储况下,它可扩展为ALMR金属燃料循环,采I用锕系金属生产其她反应堆的起动燃料,提供了吸引人的废物管理的效益. 4反应堆装置模块反应堆装置模块的直径为6.1米(20英尺),其出运重量为800吨,不包括可拆卸内部部件各自运输的重量.反应堆和安全壳顶端下面没有贯穿件.该反应堆是游泳池式的设计,在反应堆容器内部,一回路钠的再循环是通过4个浸入水中的,自身冷却的电磁泵实现的.两个中间热交换器(IHX)转递热量给中间热输送系统(THTs)的钠,钠又依次把热量传递给蒸汽发生器以生产过热蒸汽.这种高而细长的反应堆几何形状使得内部流动分布均匀,稳定,同时自然循环用于停堆后余热的排除.反应堆同其安全系统之间是通过一排铁和天然橡胶交替布置组成的防震阻尼器予以水平隔离垂直的隔离是不需要的,因为这种结构在垂直方向不易弯曲.允许的基本安全停堆地震地面运动加速度峰值是0.3g,由于结构设计上的裕度,使其能适应更严重的地震,地面运动加速度峰值接近1.Og.5堆芯该中心堆芯是由66盒主燃料组件,30盒中间再生区组件,6根控制棒,1个硼球最终停堆装置和6台气体膨胀模型(GEMs)不均匀排裂的.宙绕中心堆芯的是42盒径向的再生区组件,48盒反射层组件,以及54盒屏蔽组件.标准燃料是一种25%的铀,l0的钚和l0锫的三元台金.GE公司宣称,金属燃料提供了失冷和瞬时超功率事件的优良的负反应性反馈,同时还计划提供竞争性燃料的成本.标准的运行循环之间的换料局期是24个月.6个GEMs位于堆芯的周围,在发生一回路钠流量丧失事件耐,以提供附加的安全裕度.GENs是空心组合的导管,顶端闭合,底端开口,肉部充满氦气,象反应堆容器的复盖气体一样.当主泵不运转,泵入口压力较低,气体膨胀并使液态钠的液位降到低于活动区域,引起中子泄漏的增加,从而极大减少了反应性.6无源停堆余热排除ALMR的设计具有无源排热和反应性停堆的特点,即当运行系统发生非预期的事故时,它能使反应堆达到安全,可靠的状态.反应堆正常停堆时的余热排除是通过中间热交换系统和蒸汽发生器到汽轮机冷凝装置以及外部热阱来实现的.该辅助冷却系统(ACS)是通过蒸汽发生器外壳的直接冷挪方式——包同壳体周围的大气的强追或自然对流方式,提供交替的排热方法.反应堆容器辅助冷却系统(RV ACS)是一个安全级的无源衰变热排除系统,它借助于环绕安全壳的空气的自然循环来运行.它始终运行着,而不需要泵,且在流通中不需要关闭件.在功率运行期问,当中间热交换器丧失其正常功能的罕见事故时,该反应堆将紧急停.堆,并且反应堆压力壳辅助冷却系统将连续地从反应堆装置中排除热量.-GE宣称:RV ACS设计用于ALMR已显示出对偶然事件的极大余裕度,例如,流动的阻塞和表面污物的阻塞.例如,大规模结构倒塌阻止相当于75%空气的输送,将导致峰值温度仍低干AsME级D结构极限设计的倾向.一个事件更多的情况,包括空气的通道完全吼,,在没有趣5ASME级D极限值的情况,它将可维持12小时以上.7边一回路系统边界包括反应堆容器,密封焊接反应堆密闭封头,相联的隔离阀门,控制棒操纵室,干井和中间热交换器(IHXs)的管子表面.在功率运行期间,反应堆是气密封的,所有的钠和反应堆密闭封头中的复盖气体的通道用双重隔离阀封闭,并且全部的贯穿件是密封焊接的.在反应堆密闭封头以下的反应堆容器中没有贯穿件.在功率产生期间,反应堆中复盖气体的压力大约是大气的压力.反应堆安全壳边界完全包围着一回路系统,它是由围绕反应堆容器的安全壳和密闭包容着反应堆密闭封头的安全壳上部穹顶所组成.在反应堆安全壳内没有贯穿件.安全壳穹顶所有的贯穿件申都安装了隔离阀或气闸.在反应堆压力壳泄漏极为不可能的情况下,安全壳将保持一回路钠,并保持堆芯储存废燃料组件和中间热交换器进口总复盖着钠,保持常态以及在全工作过程中预测冷凝流动的通道.在反应堆发生极不可能的由于密闭封头上支管引起的反应堆破口的大事件的状况下,根据高温和耐压结梅设计的安全壳穹顶,以容纳放射性核素,以至公众得以保护.8反应堆控制和停堆ALWR电厂装备了技术先进的高度自动化的数字控制系统,尤其是它能对多个模块(三个反应堆及一个汽轮机)功率块图形的控制进行选择.该控制结构是高水平的,它体现了高度的分配过程和现代模型基础控制技术.电厂数据是通过光导纤维和多路传输输送的.在控制室有三个运行人员控制台,每一功率块有一个控制台.GE宣称,通过ALMR将提供了很多可靠的工程保护系统.在功率运行期间,这种高自动ft50-:J电厂控制系统(PCS),将保持堆芯出1:3温度在特定范围内,包括功率自动返回到低水平,如果必要的话.在一应急事棒强制下插.针对借助RPS使所有控制棒插入失效的极为不大可能的事件,还提供了辅助的独立的和多种的反应性停堆系统.来自堆芯的无源负反应性反馈将独立地引起热停堆到安全,稳定状态.该最终停堆系统(USS)可通过运行人员进行启闭.当硼球排入中心堆芯后,使反应堆达到冷停堆状态,并结束了整个事故瞬态.根据GE报道:由于ALMR的固有的和无源的特征,不引起停堆的预期的瞬态将不会导致重大的燃料故障,钠沸腾或使结构温度升至ASME的D级极限值.GE说,尽管ALMR具有正的钠空泡效应,且具有5$级的最大理论数值,但这是可为四个主要理由所接受的设计.首先,设计的改变要术减少理论上最大空泡效应价值对另一些安全特性的影响,例如,增加燃耗反应性漂移,从而增加了大量的正反应性,控制棒必须下降,同时增大了功率密度,使温度安全系数降低到中心燃料熔化的温度.设计的改变还导致了电力成本的增加.第二,其他负的效应在空间和时间上的非一致性的效应,限制了正反应性增加到可接受的低的速率,同时,其数量级比理论上最大的5$级数量还要小. 第三,堆芯空泡的可能性是低的,在偏差风险级内,远比10/年小.第四,堆芯空泡后果是低的,它的一回路系统边界容纳能量的能力和数量级比小型的ALMR金属燃料堆芯相应的最大数值还要大些,安全壳边界包围了一回路压力边界,还提供了向周围环境排放放射性的辅助屏障.9辐射剂量钠冷游泳池型反应堆历来具有较低的个人辐照量.这是由于天然钠无腐蚀和放射性铺一9.4在管遭系统申不循环,但还保存在反应堆容器申这一情况引起的.GE说,对于具有三个功率输出块~ALMR堆而言,工厂工人的每年剂量估计IcP,o.2人?希(沃特)/年还少.摩胜利译自《NUCLEARNEWS》SeP.1992陈垒是校(上接58页).非取样通遭将不能获得箱体内侧的样品,这不仅是因为结构的原因,而且也由于高剂量的缘故,此区域估计剂量达0.35msv/h.但是为获得一个理想的箱体环境内侧棒品,一种腐蚀仪电阻探头将安放在上部箱申a肖兴寿译自《ATOM》1993(s/B)任勇技。

反应堆工程学复习总结第一章1、反应堆的分类：按用途分：1）实验堆，2）生产堆，3）动力堆按慢化剂和冷却剂分：轻水堆、重水堆、石墨气冷堆、钠冷快堆等。

2、动力反应堆的类型：水冷堆（包括轻水堆和重水堆）、气冷堆和快中子增殖堆。

3、压水堆：作为冷却剂的水始终保持在整体过冷状态。

压水堆由堆芯、堆内构件、压力容器及控制棒驱动机构等部件组成。

堆芯由核燃料组件、控制棒组件和启动中子源组件等组成。

4、沸水堆：作为冷却剂的水在进入堆芯时是过冷的，流出堆芯的是水与饱和蒸汽的两相混合物。

沸水堆壳体内装有堆芯、堆内支承结构、汽水分离器、蒸汽干燥器和喷射泵等。

5、沸水堆电厂与压水堆电厂的比较：（1）沸水堆压力容器内直接产生蒸汽，承受的压力只有压水堆的1/2，因此压力容器的厚度可以减小。

但沸水堆功率密度较低，且沸水堆压力容器内还放置汽水分离器、干燥器和喷射泵等设备，致使压力容器尺寸增大，这两个影响基本互相抵消。

（2）沸水堆采用直接循环，系统比较简单，回路设备少，且设备所承受的压力较低，易于加工制造。

尤其是省去了蒸汽发生器，减少了核电厂事故，使用效率提高，且沸水堆采用喷射泵循环系统，使压力容器开孔的直径减少，电厂失水事故的可能性及严重性降低。

（3）沸水堆堆芯内产生大量蒸汽，调节反应堆功率比较方便。

（4）沸水堆的比功率较小，因此虽然系统简单，但总投资较压水堆略大。

（5）由于沸水堆采用直接循环，给设计、运行、维修都带来不便。

总之，沸水堆和压水堆各有其优缺点，在技术上和经济上不相上下。

6、重水堆：使用天然铀作燃料，利用率高，但卸料燃耗浅，卸料量大，消耗的结构材料及后处理量都增加。

重水中子吸收截面小，且慢化性能也比较好，但重水价格昂贵，所以重水堆投资高。

7、气冷堆：目前发展的主要气冷堆是高温气冷堆（HGTR）。

高温气冷堆的冷却剂出口温度高，热效率较高，堆内没有金属结构材料，中子寄生俘获少，转换比高，每年所需补充的核燃料少。

一般高温气冷堆都将堆芯、氦气鼓风机、蒸汽发生器等一回路设备布置在预应力混凝土反应堆容器内，减少了发生冷却剂丧失事故的可能性。

第四代核反应堆简介摘要：清洁、可持续能源技术的发展是现代国家发展强大的标志之一。

而核能发电实现以上要求的方向之一。

目前国际上将核反应堆按照历史沿革和技术特点分为四代。

其中第四代反应堆的技术发展是21世纪中叶的核能制高点。

本人围绕近20年来国际上提出的各种概念以及实践的技术经验。

对第四代反应堆可行的技术特点、发展趋势进行了总结剖析。

并结合实际得出钍基熔盐反应堆是未来发展的较好的方向之一。

关键词：第四代反应堆；熔盐堆；钍基燃料21世纪初，一些国际核能行业的领军单位共同讨论并建立了第四代核反应堆国际论坛（Generation Ⅳ International Forum，简称GIF），并总结提出了多种第四代反应堆的设计方案。

该论坛筛选出了6种当时科技水平下最可行的第四代反应堆堆型的设想，其分别为：液体钠冷却快中子反应堆，液体铅冷却快中子反应堆，超高温中子反应堆，超临界压力水冷堆，气体冷却快中子堆与熔盐液体反应堆。

但随着时代的发展，只有超临界压力水冷堆(SCWR)、气冷快中子堆(GFR)与熔盐液体反应堆(MSR)三个概念脱颖而出。

本文对这三种堆型进行简要介绍。

一、超临界压力水冷堆超临界压力水冷堆(以下简称超临界堆)的冷却剂使用的是超临界水。

超临界水不同于普通水，其更像是一种汽水混合物。

指的是高温高压下的致密水蒸气，密度与普通水相同。

因此该种堆型常被认为是对沸水堆的威力加强版。

其与第三代的沸水中子反应堆的主要差别在于：超临界堆的净电效率更高(比沸水堆高约10%)，相比其他反应堆，由于超临界水运行时的流量较低，所以超临界压力水冷堆系统可以采用更细的管道，更节省材料和空间，因此具有更高的安全性和经济性。

作为冷却剂的超临界水是单相气体，可以采用更为简易的循环布局。

且不需要干燥器。

正是由于以上的优势，超临界堆的实际建设、运营以及维护成本理论上可以比现有轻水堆低。

但超临界堆也存在一个目前难以克服的问题，即如何抵抗高温高压下超临界水导致的腐蚀性。

核电工作总结范文大家好！我来给你们唠唠我这段时间在核电方面的工作情况。

一、工作内容。

1. 日常巡检。

这可是我们核电工作里的基本功。

每天就像照顾小婴儿一样，小心翼翼地穿梭在各种设备之间。

从反应堆厂房到辅助厂房，那可真是一步一个脚印。

要检查那些密密麻麻的管道有没有泄漏，各种仪表的数值是不是正常，这可不能马虎啊。

就像侦探一样，眼睛得像鹰眼一样锐利，任何一点小异常都逃不过咱的眼睛。

比如说有一次，我在巡检的时候，发现一个压力表的指针有点轻微晃动，按常理来说不应该这样的。

我就赶紧报告上去，经过一番排查，原来是一个小零件有点松动了。

你看，这要是没发现，说不定就会演变成大问题呢。

2. 设备维护。

核电设备都很金贵，而且还很复杂。

我们得按照严格的时间表给它们做维护保养。

就像汽车得定期换机油一样，不过我们的设备维护可复杂多了。

有时候要爬到高高的架子上，给那些大型设备换零件，那感觉就像在给巨人做外科手术。

而且每个零件都有严格的安装要求，就差拿个放大镜去看了。

有一回，我们给一个重要的泵做维护，这个泵关系到整个核反应堆的冷却系统。

我们几个人围着它忙乎了好几天，又是拆卸、检查，又是清洗、更换，最后再小心翼翼地组装回去。

当看到它重新欢快地运转起来的时候，心里那成就感，就像自己亲手打造了一个超级机器人一样。

3. 安全监测。

安全在核电工作里那可是重中之重，是我们头上的紧箍咒。

我们得时刻盯着各种辐射监测仪、安全系统的状态。

每天都要分析大量的数据，看有没有辐射泄漏的迹象，或者安全系统有没有潜在的故障风险。

这就像是守着一个超级大宝藏，要防止任何一点小贼来捣乱。

一旦数据有点风吹草动，那心就提到嗓子眼了。

不过好在我们的安全系统很强大，大多数时候都是有惊无险。

就像上次，有个数据突然出现了一个小波动，我们整个团队都紧张起来了，赶紧重新检查设备、重新分析数据，最后发现原来是一个小昆虫飞进了监测设备里，干扰了信号。

虽然虚惊一场，但也让我们更加不敢掉以轻心了。

核岛工作总结
核岛工作是指在核电站中负责核反应堆部分的运行和维护工作。

这项工作需要
高度的专业知识和严谨的工作态度，因为一旦出现问题，可能会对周围环境和人们的生命安全造成严重影响。

因此，对核岛工作的总结和经验分享对于提高工作效率和安全性至关重要。

首先，核岛工作需要严格遵守安全规程和操作流程。

在核电站中，任何一个细
节的疏忽都可能导致灾难性的后果，因此工作人员必须严格按照规定的程序进行操作，确保每一个步骤都得到正确执行。

同时，对于可能出现的突发情况，工作人员需要经过严格的培训和演练，以保证能够迅速、正确地应对各种紧急情况。

其次，核岛工作需要高度的团队合作和沟通能力。

在核电站中，各个部门之间
的协作非常重要，任何一个环节的失误都可能导致整个系统的故障。

因此，工作人员需要能够有效地与他人合作，及时地沟通信息，协调各项工作，以确保核反应堆的安全运行。

另外，核岛工作也需要不断学习和更新知识。

核技术是一个高度发展和变化的
领域，新的技术和理论不断涌现，因此工作人员需要保持对最新知识的学习和掌握，以适应不断变化的工作需求。

总的来说，核岛工作是一项高风险、高要求的工作，需要工作人员具备严谨的
工作态度、专业的知识和技能，以及良好的团队合作和沟通能力。

只有不断总结经验，不断学习和提高，才能确保核电站的安全运行，为社会提供清洁、安全的能源。

核电设备性能试验工作总结
随着能源需求的不断增长，核能作为一种清洁、高效的能源形式备受关注。

而
核电设备的性能试验工作则是确保核能发电安全可靠运行的重要环节。

在过去的一段时间里，我们对核电设备的性能试验工作进行了全面总结，以下是我们的总结和体会。

首先，我们对核电设备进行了全面的性能试验，包括对反应堆、蒸汽发生器、
蒸汽轮机等关键设备的性能进行了全面的测试和评估。

通过实验数据的分析和比对，我们得出了一些重要的结论，为核电设备的安全运行提供了有力的依据。

其次，我们在性能试验工作中发现了一些问题，并及时进行了改进和优化。

例如，在对反应堆的性能试验中，我们发现了一些设备运行不稳定的情况，经过技术人员的精心调试和改进，最终解决了这一难题，确保了核电设备的安全运行。

此外，我们还对核电设备的性能试验工作进行了深入的研究和探讨，提出了一
些改进和优化的建议。

比如，在蒸汽发生器的性能试验中，我们提出了一种新的试验方法，能够更准确地评估设备的性能，为设备的安全运行提供更有力的保障。

总的来说，核电设备性能试验工作是确保核能发电安全可靠运行的重要环节，
我们将继续深入研究和探讨，不断优化和改进试验方法，为核电设备的安全运行提供更有力的保障。

希望我们的工作能够为核能发电事业的发展贡献一份力量。

EPR先进的核反应堆EPR —先进的核反应堆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 ANP，AREVA集团的子公司）。

法国电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EPR已经完成了技术开发层面的工作，现已进入建设阶段。

一、EPR实现了三大目标：1、满足了欧洲电力公司在“欧洲用户要求文件”中提出的全部要求。

2、达到了法国核安全局对未来压水堆核电站提出的核安全标准。

3、提高核电的经济竞争力，EPR的发电成本将比N4系列低10%。

二、EPR的主要特征1、EPR是目前国际上最新型反应堆（法国N4和德国近期建设的Konvoi 反应堆）的基础上开发的，吸取了核电站运行三十多年的经验。

2、 EPR是渐进型、而不是革命型的产品，保持了技术的连续性，没有技术断代问题。

EPR采纳了法国原子能委员会和德国核能研发机构的技术创新成果。

3、EPR是新一代反应堆，具有更高的经济和技术性能：降低发电成本，充分利用核燃料（UO2或MOX），减少长寿废物的产量，运行更加灵活，检修更加便利，大量降低运行和检修人员的放射性剂量。

4、EPR属压水堆技术。

法国在运行的核电站都是压水堆。

目前，全球共有440台在运行的核电机组，其中209台是压水堆。

压水堆是上国际上使用最广泛的堆型。

5、EPR可使用各类压水堆燃料：低富集铀燃料（5%）、循环复用的燃料（源于后处理的再富集铀，或源于后处理的钚铀氧化物燃料MOX）。

EPR堆芯可全部使用MOX燃料装料。

这样，一方面可实现稳定乃至减少钚存量的目标，同时也可降低废物的产量；6、EPR的电功率约为1600兆瓦。

具有大规模电网的地区适于建设这种大容量机组。

另外，人口密度大、场址少的地区也适于采用大容量机组。

未来20年，半数以上的新核电站将建在这类地区。

第三代反应堆EPR简介3G Reactor - EPR Introduction◎ 设计公司任俊生1、概述EPR（European Pressurised Reactor）是FRAMTOME和SIEMENS联合设计开发的面向二十一世纪的新一代改进型压水堆核电站，属于第三代核电站。

它以法国N4 型和德国KONVOI 型核电站为主要的设计参考，并充分吸收了法国和德国核电发展多年的设计、建造和运行经验。

EPR总体设计目标和安全指标都达到了第三代核电站的要求。

EPR 吸收了法国N4 型和德国KONVOI 型核电站的设计和运行经验，充分考虑到了当前的工业水平并采用了先进的技术，提高了总体安全水平，在经济性上具有竞争力。

EPR的研发得到了法国和德国核安全当局的支持和认可，得到了法国和德国科研机构的支持。

EPR是四环路大功率的核电机组，堆芯由241个17×17的燃料组件组成，可采用最高50%的MOX组件，核功率为4250-4900MW，电功率为1600MW级。

换料周期12-24个月，全寿期内电厂可用率大于87%，可达92%，60年设计寿命，职业辐射剂量<0.5manSv/堆年（目标值为0.3manSv/堆年）。

EPR安全系统及重要的辅助系统采用4个系列的系统设置，在设计中遵循了简单性、实体隔离、多样性和冗余原则，并着重考虑了严重事故的预防和缓解措施，将在实际上消除早期放射性大剂量释放的风险，把现场外的应急措施限制在电站十分有限的范围内。

EPR采用双层安全壳，安全厂房分区布置，实体隔离。

EPR的纵深防御是基于提高预防水平和全面考虑严重事故缓解措施两方面来设计的，在堆芯设计、系统设计、保护和控制系统优化和安全壳设计等方面做了大量的改进，提高了电站抵御内部和外部灾害以及防止和缓解严重事故的能力，EPR的堆芯损坏频率（CDF）大大降低。

PSA分析结果表明：在所有的电厂运行工况下，内部事件及部分外部事件导致的CDF约为1.24×10-6/堆年。