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水冷堆主流堆型发展情况概述

核标准计量与质量 2010年第2期 49-52页

作者：李矫国家核电技术公司

在经过二十多年的停滞乃至衰退后,世界核电工业近年来出现了明显复苏,而且将继续加速发展.无论是在过去的核电发展历程中,还是在今后相当长的一段时期内,水冷堆在世界核电领域都扮演着主要角色.世界上主流的水冷堆型主要包括:ABWR、ESBW... 详细信息

在经过二十多年的停滞乃至衰退后,世界核电工业近年来出现了明显复苏,而且将继续加速发展.无论是在过去的核电发展历程中,还是在今后相当长的一段时期内,水冷堆在世界核电领域都扮演着主要角色.世界上主流的水冷堆型主要包括:ABWR、ESBWR、AP1000、EPR、APWR、VVER、CANDU等,其中ABWR和ESBWR属于沸水堆,其它的都是压水堆.现将这七款堆型的发展情况概括介绍如下.

关键词：发展情况核电站压水堆机组反应堆水冷堆电功率堆型设计批准非能动安全系统

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水冷堆主回路在役去污工艺的理论分析

衡阳工学院学报 1993年第2期7卷 39-48页

作者：周贤玉

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水冷堆主系统的整体去污在美国的进展述评

科技通讯（衡阳） 1994年第1期15卷 38-42页

作者：周贤玉

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美俄小型水冷堆发展现状及趋势

国外核新闻 2024年第1期 26-28页

作者：李光升孟雨晨蔡莉中核战略规划研究总院

2023年11月,俄罗斯国家原子能集团宣布已批准RITM-200N小型水冷堆的技术设计,首座陆基小堆电厂部署达到重要里程碑节点。国际原子能机构数据显示,全球已有超80种小堆设计,其中美俄型号数量位居世界前列。在各类小堆技术路线和设计中,小... 详细信息

2023年11月,俄罗斯国家原子能集团宣布已批准RITM-200N小型水冷堆的技术设计,首座陆基小堆电厂部署达到重要里程碑节点。国际原子能机构数据显示,全球已有超80种小堆设计,其中美俄型号数量位居世界前列。在各类小堆技术路线和设计中,小型水冷堆成熟度高、研发应用进展快,成为美俄近期推动研发和出口的重点。

关键词：国际原子能机构水冷堆数据显示研发应用发展现状及趋势成熟度世界前列俄罗斯

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1980年水冷堆蒸汽发生器传热管破损情况

核动力工程 1984年第4期 88-91+84页

作者： O.S.Tatone ,R.S.Pathania ,卞铭复

1980年,在被调查的97座反应堆的蒸汽发生器中,有0.14%的传热管发生了破损.管子破损的主要原因是应力腐蚀,其次是凹痕.缺陷多发生在支撑板处或管板上泥渣中的管壁上.在一投入运行就采用全挥发处理的核电站中,管子的腐蚀破损率是最低的.

关键词：蒸汽发生器传热管核电站反应堆核电厂发电厂核设施水冷堆全挥发处理

展望第四代核能系统之一:超临界水冷堆——专访彭士禄院士

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中国核电 2009年第4期2卷 290-291页

作者：李照煦卫广刚《中国核电》编辑部

近年来,世界各国提出了许多新核反应堆设计和核燃料循环方案。2001年,美国、法国、日本等10个国家组成了"第四代国际核能论坛"(简称GIF),约定共同研发第四代核能系统,使其在安全性、经济性、可持续发展、防核扩散等方面都有显著的先进... 详细信息

近年来,世界各国提出了许多新核反应堆设计和核燃料循环方案。2001年,美国、法国、日本等10个国家组成了"第四代国际核能论坛"(简称GIF),约定共同研发第四代核能系统,使其在安全性、经济性、可持续发展、防核扩散等方面都有显著的先进性和竞争力。2002年,GIF在法国巴黎举行研讨会,选定了6种堆型作为第四代核能系统优先研发对象,这其中就包括超临界水冷堆。近日,本刊记者就相关问题专访了彭士禄院士。

关键词：第四代核能系统水冷堆超临界院士展望法国巴黎核燃料循环反应堆设计

国际水冷堆新技术发展简析及我国核电研究开发建议

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中国核工业 1994年第2期 14-16页

作者：刘振河中核总科技局

自美国三哩岛和苏联切尔诺贝利严重核事故以来,国际核电发展一直处于严峻的萧条时期,但是,由于国际工业发展对电力的不断扩大的需求,世界上各有核电国家一直没有停止对新型核电厂的研究与开发。改革开放以来,我国工业以震惊世界的高速... 详细信息

自美国三哩岛和苏联切尔诺贝利严重核事故以来,国际核电发展一直处于严峻的萧条时期,但是,由于国际工业发展对电力的不断扩大的需求,世界上各有核电国家一直没有停止对新型核电厂的研究与开发。改革开放以来,我国工业以震惊世界的高速度发展,引发了严重的能源危机,以及对环境保护要求的日益提高,使人们逐步认识到,只有发展核电才能弥补这一能源上的严重不足并适应保护环境的要求。广东、福建、华东

关键词：核电站发电厂核电水冷堆非能动安全秦山二期核电厂

IAEA Tecdoc Series IAEA-TECDOC-1812 提升安全壳过滤排放系统和安全壳冷却策略的水冷堆严重事故缓解

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核标准计量与质量 2018年第3期 51-51页

鉴于近期事件,安全壳排放已成为成员国一个非常重要的议题。许多国家正在进行与更新安全壳排放系统的必要性评估、设计安装新系统以及建造新型配有最新非能动安全壳排放系统的先进核反应堆等事项有关的行动。

关键词：非能动安全壳排放系统 IAEA 事故缓解水冷堆冷却过滤核反应堆

反冲释放对反应堆活化腐蚀产物源项的影响研究

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核技术 2023年第10期46卷 78-84页

作者：谭琳张竞宇赵晓泽肖懿鑫王娟娟于虓倪王慕鸿华北电力大学核科学与工程学院北京102206

中子与靶核碰撞时引起的靶核反冲释放,对于反应堆活化腐蚀产物源项分析有非常重要的影响。对于使用水冷方式的反应堆,在辐照区反冲释放可使活化腐蚀产物离开壁面进入到冷却剂中,并随冷却剂迁移到非辐照区,使非辐照区的设备也带有放射性... 详细信息

中子与靶核碰撞时引起的靶核反冲释放,对于反应堆活化腐蚀产物源项分析有非常重要的影响。对于使用水冷方式的反应堆,在辐照区反冲释放可使活化腐蚀产物离开壁面进入到冷却剂中,并随冷却剂迁移到非辐照区,使非辐照区的设备也带有放射性。本文研究了反冲释放在反应堆内的作用方式,建立了反冲释放的计算模型和程序模块,并集成到活化腐蚀产物源项分析程序CATE中,利用改进后的CATE程序,计算分析了堆芯与蒸汽发生器中主要的活化腐蚀产物核素^(58)Co与^(60)Co在考虑反冲释放前后的数值,明确了反冲释放效应的影响程度。计算结果表明:考虑反冲释放前后堆芯处^(58)Co与^(60)Co活度的比值有所下降,而在蒸汽发生器中的比值则有所上升;反冲释放的总作用概率与腐蚀产物层厚度相关,会随着反应堆的运行而逐渐降低,反应堆运行初期作用概率的数量级在10^(-1),对活化腐蚀产物的迁移有显著影响,100 d后作用概率的数量级下降到10^(-3),对活化腐蚀产物源项的影响较小。

关键词：水冷堆活化腐蚀产物反冲释放 CATE程序计算模拟