反应堆设计

摘要： 【世界核新闻网站2020年10月23日报道】在美国国家航空航天局(NASA)的资助下,超安全核公司(USNC)已开发一种用于空间探索的核热推进(NTP)反应堆设计。这种设计拥有两个特点:一是利用该公司拥有自主知识产权的全陶瓷微封装(FCM)燃料;二是使用高丰度低浓铀作为燃料。

摘要： 【本刊2020年2月综合报道】美国纽斯凯尔电力公司(Nu Scale Power) 2020年1月7日宣布已向加拿大核安全委员会(CNSC)提交申请,邀请核安委对60 MWe小型模块化压水堆设计开展供应商预许可设计评审。纽斯凯尔小堆正在接受美国核管会(NRC)设计认证评审,有望于2020年9月前通过评审,获得设计合格证。纽斯凯尔正在与犹他州联合市政电力系统公司(UAMPS)合作推进美国首个小堆电厂建设项目。这座电厂将位于爱达荷国家实验室(INL),由12座小堆组成。厂址准备工作将于2021年启动;工程建设(浇筑第一罐混凝土)将于2023年开始,首堆将于2026年投运。全部12座反应堆将于2027年投运。纽斯凯尔表示该电厂的目标平准化电价为65美元/MWh。

摘要： 49-2游泳池式反应堆(简称49-2堆)在我国研究堆领域有不可替代的优势.中国先进研究堆(CARR)的平均卸料燃耗仅有32％～33％,远低于燃料考验达到的最大燃耗71.8％,有继续使用的潜力.根据49-2堆各系统、应用需求和CARR乏燃料的特点,研究了CARR乏燃料在49-2堆直接再使用的堆芯方案,计算了物理和热工参数,并进行了典型事故分析.结果表明:新设计的5 MW堆功率适中,满足反应性控制、温度、压力、温度系数、屏蔽等方面的安全要求;在主要的设计基准事故下堆芯是安全的;在中子注量率的大小和均匀性、辐照孔道有效长度、燃料温度、换料周期等方面优于现49-2堆,满足后续科研生产需求.

摘要： 【世界核新闻网站2019年5月28日报道】2019年5月28日,国际能源署(IEA)在加拿大温哥华举行的第十届清洁能源部长级会议(CEM10)上发布《清洁能源系统中的核能》报告,向许多希望核能在能源转型中发挥作用的国家提出政策建议。这份报告是能源署近20年来发布的首份核能报告,目的是''''将此重要议题重新纳入全球能源辩论中''''。

摘要： 【世界核新闻网站2017年12月15日报道】英国核监管办公室（ONR）和环境局（EA）2017年12月14日宣布，已完成日立·通用电气核能公司（Hitachi—GE）英国版先进沸水堆（UKABWR）的通用设计评估（GDA），并分别向该公司发放了设计合格确认书（DAC）和设计可接受性声明（SoDA）。

摘要： 【世界核新闻网站2018年6月22日报道】美国参议院近日批准海军乏燃料循环使用试点计划。该计划的总投资为1500万美元,目标是在先进核反应堆中循环使用海军乏燃料。商业核电机组通常使用铀-235丰度低于5%的低浓铀燃料。但目前尚处于研发阶段的许多先进反应堆设计需要使用铀-235丰度在5%～20%之间的高丰度低浓铀燃料。

摘要： 据aerospace—technology．com网站报道，英国应用聚变系统公司（Applied Fusion Systerns）负责人Di—nan表示，该公司在核聚变反应堆设计方面正处于科学突破的边缘，并希望这项技术有朝一日能使恒星间旅行成为可能。他认为，应用聚变系统公司已经在修改托卡马克设计上迈出了重要的一步。

摘要： 【美国核能协会网站2017年2月16日报道】美国小型模块堆智能（SMR Smaft）联合体近日公布一份政策声明，为推进创新型反应堆设计的部署和商业化应用提出了创建公私合作伙伴关系的若干建议。

摘要： 【世界核新闻网站2017年3月15日报道】俄罗斯国家原子能集团公司（Rosatom）负责反应堆设计的子公司Atomproekt2017年3月15日宣布，3月14日在伊朗布什尔核电厂举行了布什尔2号机组的动工仪式。在2016年9月10日的一个仪式上，布什尔二期核电建设项目铺设了第一块基石。

摘要： 【本刊2017年11月综合报道】特里斯特尔能源公司（Terrestrial Energy）一体化熔盐堆（IMSR-400）已成功通过加拿大核安全委员会（CNSC）第一阶段供应商预许可设计评审。这是首次有先进反应堆设计通过这一评审。

摘要： 随着反应堆设计复杂性的增加，传统的共振计算方法面临着不同的困难。小波尺度函数展开连续能量共振计算方法可以处理复杂的共振计算问题，该方法利用Daubechies小波尺度函数对共振能量段中子通量的能量变量进行离散，将中子通量的求解转化为求解一系列的展开系数的方程组，由于要求解大量的展开系数，该方法的计算效率很低。本研究采用离散方向概率方法求解展开系数，离散方向概率方法结合了特征线方法和流耦合方法的优点，具有较高的计算精度和效率。通过对PWR栅元问题的数值检验，结果表明该方法能大大提高计算效率。

摘要： 有限元分析方法作为反应堆规范(如ASME-III和RCC-M)中关于结构分析相关规定的有益补充,已经被广泛应用于反应堆结构分析,成为反应堆设计不可缺少的工具.INET建立了高性能有限元分析平台,并在反应堆结构中进行了多方面应用,包括一回路压力容器的分析设计、大型复杂核级设备的抗震分析等.还介绍了高性能有限元分析软件的自主研发情况,包括开发目标、技术手段和当前的成果进展等。

摘要： 美国西屋公司开发的第三代核电站AP1000将在我国三门、海阳两个厂址共建4个机组,同时进行相应的技术转让.作为我国重大科技专项之一的大型先进压水堆核电站示范工程项目,应该抓住这一有利机会,充分借鉴AP1000在非能动安全系统设计、反应堆设计、模块化设计与建造、全数字化仪控系统、预防和缓解严重事故对策等方面的先进理念和先进技术,并结合中国的实际情况进行必要的改进,形成具有中国大型先进压水堆的技术路线,通过自主创新掌握核心技术,形成自主研发能力并开发出具有自主知识产权的先进核电站.

摘要： 核数据库的发展与基准校验是反应堆设计分析工作的基础,也是推动整个核领域自主知识产权发展进程的核心工作之一。为满足核科学和核技术领域内的数字模拟需要,中科院等离子体物理研究所FDS团队自主研发了可用于中子/光子耦合输运计算、同位素燃耗计算、活化计算、辐射剂量计算、辐照损伤计算等计算程序所需的混合评价核数据库HENDL,并广泛应用于聚变反应堆、裂变反应堆、以及聚变-裂变次临界混合堆的中子学计算分析中。HENDL数据库通过甄别、优选IAEA的FENDL-2、美国的ENDF/B-VⅡ、欧洲的EFF、日本的JENDL、俄罗斯的BROND等评价核数据库研制而成,目前版本为HENDL2.0。针对不同的应用,工作数据库包括可用来进行输运计算的175群中子/42群光子耦合多群输运截面库HENDL2.0/MG、连续能量点状输运截面库HENDL2.0/MC,燃耗数据库以及活化数据库等。rn 借助于FDS团队开发的大型集成多功能中子学计算程序系统VisualBUS对国际上已有的一系列基准实验进行了模拟计算,以评价多群输运工作库的正确性、有效性。分别对用于数据库基准评价的屏蔽材料球壳基准实验(V,Be,Fe,Pb,Cr,Mn,Cu,AL,Si,Co,Nb,Zr,Mo,W和Ti球壳)以及临界基准实验进行了模拟计算。测试所用到的屏蔽材料球壳基准实验数据来自俄罗斯的高能物理研究(IPPE)和日本大阪大学(OKTAVIAN)进行的一系列球壳基准实验,临界基准实验数据来自《国际临界安全基准评价实验手册》。rn 整个测试验证了HENDL2.0/MG和HENDL2.0/MC数据库的可靠性。

摘要： 本文通过对反应堆设计与运行安全;乏燃料、放射性废物管理、核设施退役安全以及堆外易裂变材料的临界安全的研究,探讨核安全与辐射安全战略问题.

摘要： 先进反应堆的复杂构型对中子物理和热工水力计算程序的几何适应性、计算效率、和模型的精细化都提出了高要求,尤其在物理-热工耦合分析中,现在程序和方法存在明显不足.本文介绍了一种可能的解决途径,即基于有限元方法开发确定论中子输运程序和计算流体动力学(CFD)程序,通过外部计算机辅助设计(CAD)程序进行图形化建模和精细网格划分,实现在共同网格上的物理-热工耦合,最后利用商业软件进行数据后处理.

摘要： 先进反应堆的复杂构型对中子物理和热工水力计算程序的几何适应性、计算效率、和模型的精细化都提出了高要求,尤其在物理-热工耦合分析中,现在程序和方法存在明显不足.本文介绍了一种可能的解决途径,即基于有限元方法开发确定论中子输运程序和计算流体动力学(CFD)程序,通过外部计算机辅助设计(CAD)程序进行图形化建模和精细网格划分,实现在共同网格上的物理-热工耦合,最后利用商业软件进行数据后处理.

摘要： 先进反应堆的复杂构型对中子物理和热工水力计算程序的几何适应性、计算效率、和模型的精细化都提出了高要求,尤其在物理-热工耦合分析中,现在程序和方法存在明显不足.本文介绍了一种可能的解决途径,即基于有限元方法开发确定论中子输运程序和计算流体动力学(CFD)程序,通过外部计算机辅助设计(CAD)程序进行图形化建模和精细网格划分,实现在共同网格上的物理-热工耦合,最后利用商业软件进行数据后处理.

摘要： 先进反应堆的复杂构型对中子物理和热工水力计算程序的几何适应性、计算效率、和模型的精细化都提出了高要求,尤其在物理-热工耦合分析中,现在程序和方法存在明显不足.本文介绍了一种可能的解决途径,即基于有限元方法开发确定论中子输运程序和计算流体动力学(CFD)程序,通过外部计算机辅助设计(CAD)程序进行图形化建模和精细网格划分,实现在共同网格上的物理-热工耦合,最后利用商业软件进行数据后处理.

摘要： 一种轻水反应堆用燃料组件、轻水反应堆炉心设计方法及轻水反应堆用燃料组件设计方法，所述燃料组件设计方法具备：将燃料组件(10)中所含的燃料棒(11，12)根数设为N，将燃料棒中的封入了含可燃性毒物的核燃料物质的装有可燃性毒物的燃料棒(12)的根数设为n，将核燃料物质中可燃性毒物的平均质量比例设为p，将燃料组件全部根数的平均铀235的浓缩度设为e时，通过解析或实验来积累表示多个p·n/N与e的各个组合作为炉心是否成立的炉心判定数据的炉心判定数据积累步骤；基于炉心判定数据来确定判定p·n/N与e的组合作为炉心是否成立的判定式的炉心判定式确定步骤；和基于判定式来判定被暂时设定的燃料组件的构成作为炉心是否成立的炉心成立与否判定步骤。

摘要： 本发明涉及一种反应堆压力壳(2)，在反应堆堆芯(6)与用于汽水分离的分离装置(10)之间设置有流体室(8)，其流动横截面面积在分离装置(10)之前变大。通过横截面的扩大实现了对从反应堆堆芯(6)流出的汽水混合物(G)的预分离。优选通过应用该预分离，使得只是在中央区域设置有旋流分离装置(24)，以及仅在旋流分离装置(24)附近设置干燥装置(26)。由此实现了反应堆压力壳(2)的总结构高度的降低。

摘要： 一种轻水反应堆用燃料组件、轻水反应堆炉心设计方法及轻水反应堆用燃料组件设计方法，所述燃料组件设计方法具备：将燃料组件(10)中所含的燃料棒(11，12)根数设为N，将燃料棒中的封入了含可燃性毒物的核燃料物质的装有可燃性毒物的燃料棒(12)的根数设为n，将核燃料物质中可燃性毒物的平均质量比例设为p，将燃料组件全部根数的平均铀235的浓缩度设为e时，通过解析或实验来积累表示多个p·n/N与e的各个组合作为炉心是否成立的炉心判定数据的炉心判定数据积累步骤；基于炉心判定数据来确定判定p·n/N与e的组合作为炉心是否成立的判定式的炉心判定式确定步骤；和基于判定式来判定被暂时设定的燃料组件的构成作为炉心是否成立的炉心成立与否判定步骤。

摘要： 一种核反应堆封头(12)包括容器上封头(14)、贯穿件(36)，该贯穿件沿着贯穿轴线(B)延伸穿过容器上封头(14)以允许控制杆驱动机构(32)的控制轴(34)穿过容器上封头(14)并到达核反应堆(2)的对应的控制引导管(30)，贯穿件(36)包括延伸穿过容器上封头(14)的贯穿管(38)和在贯穿管(38)内并与贯穿管(38)同轴地延伸的热套筒(40)，热套筒(40)和贯穿管(38)之间具有轴向间隙，其中核反应堆封头还包括附接到热套筒(40)的下端上用于与对应的控制杆引导管(30)的上端保持最小间距的间隔件(60)。

摘要： 本发明涉及一种压力反应堆堆壳(2)，在反应堆堆芯(6)与用于汽水分离的分离装置(10)之间设置有流体室(8)，其流动横截面面积在分离装置(10)之前变大。通过横截面的扩大实现了对从反应堆堆芯(6)流出的汽水混合物(G)的预分离。优选通过应用该预分离，使得只是在中央区域设置有旋流分离装置(24)，以及仅在旋流分离装置(24)附近设置干燥装置(26)。由此实现了压力反应堆堆壳(2)的总结构高度的降低。

摘要： 本发明公开一种反应堆模型、反应堆通风测试装置与反应堆通风测试方法，所述反应堆模型包括：外壳、堆容器和固定屏蔽部；所述堆容器设置在所述外壳内，所述固定屏蔽部位于所述外壳顶部，所述堆容器壁面与所述外壳之间保留空隙以形成堆坑，所述堆坑为风流过所述堆容器壁面的通道；所述反应堆模型上设置管道接口，用于连接送排风系统以至少向所述堆坑通风。反应堆模型、反应堆通风测试装置与反应堆通风测试方法，利用反应堆模型模拟反应堆原型，该模型具有与原型较高的相似率，同时试验的可操作性好，模型制作成本低。对应的反应堆通风测试装置与反应堆通风测试方法利用所述反应堆模型进行测试，易于操作，节省了开展反应堆通风测试研究的成本。

摘要： 本发明涉及反应堆、反应堆主设备及用于反应堆主设备的隔水环，主设备包括筒体，筒体内设置有堆内构件，堆内构件的周圈与筒体的内壁之间间隔设置。筒体的侧壁上设有接管口，接管口形成有相互隔离的出口通道、入口通道。隔水环包括环形本体和在环形本体的边缘向外延伸设置的延伸部；环形本体的外圈与筒体的内壁面外形对应，环形本体的内圈外形尺寸大于堆内构件的外圈外形尺寸，堆内构件膨胀后，与隔水环的内圈之间密封，使主设备在堆内形成几道独立的环腔，使一回路冷却剂按照小型堆设计意图形成循环回路，让冷却剂可以在主设备内分别从相互独立的通道进行，省去了长的主管道结构，实现了核岛主设备的紧凑布置。

摘要： 本发明提供一种反应堆回路，所述反应堆回路包括反应堆容器、一二回路热交换器、节流装置、冷却剂储存箱、冷却剂泵，其中,所述反应堆容器、一二回路热交换器、节流装置、冷却剂储存箱以及冷却剂泵通过管路依次连接而成。本发明还提供了具有该反应堆回路的一种低温供热反应堆的回路结构。本发明的低温供热反应堆的回路结构，设备成本低；回路简单，取消了包括稳压器等设备；具有较高的自然循环能力,能实现设计高安全性和事故下常规介入可行性，实现经济性和安全性的融合。

摘要： 本实用新型涉及反应堆、反应堆主设备及用于反应堆主设备的隔水环，主设备包括筒体，筒体内设置有堆内构件，堆内构件的周圈与筒体的内壁之间间隔设置。筒体的侧壁上设有接管口，接管口形成有相互隔离的出口通道、入口通道。隔水环包括环形本体和在环形本体的边缘向外延伸设置的延伸部；环形本体的外圈与筒体的内壁面外形对应，环形本体的内圈外形尺寸大于堆内构件的外圈外形尺寸，堆内构件膨胀后，与隔水环的内圈之间密封，使主设备在堆内形成几道独立的环腔，使一回路冷却剂按照小型堆设计意图形成循环回路，让冷却剂可以在主设备内分别从相互独立的通道进行，省去了长的主管道结构，实现了核岛主设备的紧凑布置。

摘要： 本发明公开了一种氧化铍慢化金属冷却反应堆小型化设计方法及反应堆，所述反应堆的堆芯由标准燃料组件、混合燃料组件、异形氧化铍组件构成，所述混合燃料组件和异形铍组件布置在堆芯最外圈，构成堆芯内反射层，所述标准燃料组件布置在堆芯内部，构成堆芯高功率密度区；所述标准燃料组件和混合燃料组件的燃料元件芯块为环形燃料芯块和氧化铍陶瓷小芯块构成的复合芯块，所述混合燃料组件和氧化铍组件的氧化铍棒元件芯块为氧化铍陶瓷大芯块。本发明解决了现有液态金属冷却小型反应堆设计中面临的燃料富集度高、临界质量大、堆芯几何尺寸无法有效减小等问题。