加速器驱动的核电站亟待开发与研究

核能是一种高效益、少污染的能源。结合我国国情，实施可持续发展战略，应改变现有的能源构成，大力发展核电。考虑到我国未来的发展，核电必将成为主导的能源之一。鉴于目前全世界范围内正在建设及改进的浓缩铀压水堆存在着投资大、资源利用率低、乏燃料强放射性对生物圈的威胁以及核安全、核输出等问题，世界核国家纷纷把研究开发新一代核电系统──利用高能强流质子加速器驱动次临界堆的核电系统──作为发展方向。以目前世界上加速器技术发展的水准衡量，我国在核工业、核物理、核化学、堆物理以及加速器技术方面的基础，完全有能力独立…     

大有潜力的重水堆核电站

核能的发现和利用是20世纪人类文明的一大进步。所谓原子核反应堆,就是利用核燃料的可控核反应将核能转变成热能的装置。目前,世界上运行着的反应堆均为裂变反应堆。聚变反应堆尚处于研究阶段。按所用的慢化剂分类,裂变堆可分为石墨堆、轻水堆、重水堆和快堆(无慢化剂)。秦山和大亚湾两个轻水堆核电站的顺利建成和安全运行,标志着我国的核电事业已有了良好的开端。为了发挥各方面的潜力,推动核电     

大有潜力的重水堆核电站

核能的发现和利用是20世纪人类文明的一大进步。所谓原子核反应堆,就是利用核燃料的可控核反应将核能转变成热能的装置。目前,世界上运行着的反应堆均为裂变反应堆。聚变反应堆尚处于研究阶段。根据裂变堆所用的慢化剂的不同,可将其分为石墨堆、轻水堆、重水堆和快堆(无慢化剂)。中国的秦山和大亚湾两座轻水堆核电站的顺利建成和安全运行,标志着中国的核电事业已有了良好的开端。为了发挥各方面的潜力,推动核电事业更快地向前发展,中国决定建设重水堆核电站,并引进加拿大坎杜(CANDU)堆。     

福岛核电事故引申的能动设计改良

2011年海啸导致日本福岛核电站电动冷源丧失进而引发震惊世界的核事故,自此核电能动设计改良即采用非能动技术更加受到重视。本文结合具体堆型重点剖析核电非能动技术的原理与优势、成熟性与相关考虑。     

加快推进我国核电自主开发建设的进程

2004年是我国核电自主开发建设进程中具有重要意义的一年。在这一年里，中央领导对核电建设给予了高度关注，多次视察核工业科研生产基地、对核工业做出重要指示，国务院多次召开核电专题会议就加快推进核电自主化建设作出部署。在这一年里，核电建设项目取得显著成果，秦山核电站二期工程2号机组正式投入商业运营，标志着我国自主设计、自主建造、自主管理、自主运营的第一座大型商用核电站1、2号机组全面建成投产，实现了我国由自主建设原型堆到自主建设商用核电站的重大跨越。     

核电 难以消解的核阴云

从上世纪五六十年代开始,核电经历了半个多世纪的发展,已为人类的文明进步做出了巨大贡献。不幸的是,1979年美国三哩岛核电厂事故和1986年4月26日切尔诺贝利事故,给世界核电的发展蒙上了一层阴影,至今让人心有余悸。20年后的今天,在世界能源危机和环境危机的双重压力下,核电的优势和缺陷都显得十分突出。因此,世界对核电的态度已经一改以往的小心谨慎,而是表现出大相径庭的两种鲜明姿态:趋之若骛的有之,敬而远之的有之。     

中国先进研究堆（CARR）

2012年3月1日,中国先进研究堆（CARR）成功实现满功率运行,达到国家规定的技术目标。CARR是面向21世纪核科学技术研究的一座高性能、多用途研究堆,是由中核集团中国原子能研究院自主研发、设计、建造的,具有自主知识产权并形成了多项自主创新的技术成果,其中燃料元件、控制棒驱动机构、全数字化的控制及保护系统、反应堆密封操作大厅、热水层系统等技术在国内均为首次研制应用。CARR功率为60兆瓦,最高热中子注量率达到1＆#215;1015n/cm2s,在同类研究堆中主要技术指标位居世界前列、亚洲第一。CARR的建成是我国核科学技术研究能力的重要标志,充分体现了我国研究堆研发设计水平和能力。它的投运,必将为我国核科学技术的发展,为满足国民经济,人民生活的需要作出贡献。     

快堆及其在我国核能发展中的地位

核电已成为常规能源的一个组成部分.我国的核电事业已迈出了重要的一步.本文从对核能开发利用的三个层次的分析入手,在介绍快堆特点及发展概况的基础上,分析了快堆的安全性和经济性,论述了发展快堆电站对我国经济发展的重要意义和快堆在核能发展中“承前启后”的战略地位.     

基于技术轨道结构理论的核电堆型技术演变与我国的选择

核电堆型技术的创新沿着轨道内和轨道间的两种结构方向发展:在单一堆型轨道内,以顺轨式累积型创新产生技术性能多样化的机型;在多堆型轨道间,以跃轨式革命型创新发生堆型的转换,或以融轨式集成型创新形成新堆型。我国需统筹核电堆型的发展:形成压水堆自主品牌系列,加快第四代核电堆型的商用进程,研发战略性新堆型。     

某新型核电人员闸门制造过程质量管理及技术监督

某新型核电堆型在能动安全的基础上采取了有效的非能动安全措施,以可有效应对动力源丧失的非能动安全系统作为经过工程验证、高效、成熟、可靠的能动安全系统的补充,提供了多样化的手段满足安全要求,是当前核电市场上接受度最高的三代核电机型之一。人员闸门是该核电堆型系统中的关键设备,其设计寿命为60年,制造要求更高,设计更复杂,面临的制造难点更多。总结了人员闸门和应急闸门制造过程中的技术难点及质量监督要点。