海军核动力反应堆

本义所论述的是海军推进用核动力反应堆的概念及开发，主要涉及的是占主导地位的压水型反应堆。同时还介绍了已使用或可使用在海军推进核动力上的其它类别的核反应堆。     

重水研究堆（HWRR）2008年年度报告

1反应堆运行情况 根据许可证要求时限，2007年底重水研究堆停止运行，转入长期停堆冷却状态，进入安全停闭期。2008年初，根据反应堆安全停闭期特点，编制、实施《101堆安全停闭期运行维护和监测制度》，维护反应堆系统、设备，保持系统的可用性和可靠性，确保反应堆安全。     

加拿大翻新机组获准换料

【世界核新闻网站2009年11月3日报道】加拿大布鲁斯A核电厂2座停运了10多年的反应堆，已获得监管机构的批准进行换料并将于2011年重新启动。同时，加拿大核安全委员会（CNSC）宣布授予布鲁斯A和B核电厂继续运行5年的许可证。     

美国核动力战舰的安全性

1 美国政府关于美国核动力战舰安全性的承诺 美国核动力战舰（NPW）已安全运行了50多年，没有发生危害人体健康或对海洋生物产生有害影响的任何反应堆事故或放射性释放。海军堆保持了依靠核动力安全航行13400万英里的优异成绩，     

HFETR核功率保护仪探测器失效处置方法研究

高通量工程试验堆在运行期间,由于核功率保护仪探测器失效将直接影响反应堆的运行安全与运行质量。为此,提出了在不停堆和不影响运行需求的状态下,核功率测量仪与核功率保护仪共用一支中子探测器的使用对策。本文就此方法对核功率测量仪的电流进行研究分析,研制出一种信号适配器,经试验验证,满足反应堆运行需求,大大提高了反应堆的可运行性与经济性。     

使用TRIGA燃料的一体化船舶推进系统

本文描述了发展用TRIGA型铀氢锆燃料的一体化船舶推进系统（IMPS）而进行的反应堆物理、屏蔽、热工水力和反应堆动力学与安全研究。研究表明，IMPS机组是可行的。并且满足设计安全原则和规定的安全准则。     

高温气冷堆用石墨材料氧化行为研究进展

核级石墨是高温气冷堆重要的慢化剂、反射层和结构材料,其氧化腐蚀性能对反应堆安全运行至关重要,因此已成为核材料学科的研究热点之一。本文综述了国内外在核级石墨氧化腐蚀领域的研究现状,总结了核石墨氧化的化学动力学模型、失重率影响因子模型以及模拟计算模型,提出了高温气冷堆用石墨材料氧化腐蚀的研究方向。     

美国核学会的标准工作

美国核学会几乎在一成立后就关心核标准的制定工作。早在1956年11月,就成立了标准委员会。到1957年4月已肯定下来需要制定标准的就有7个方面,它们是:反应堆分类、反应堆的环境、反应堆运行人员的质量鉴定、反应堆运行、估算能量和裂变产物释放量的方法、反应堆动力系统的设计、以及反     

美国核动力舰船50年来无放射性事故

【美国驻堪培拉大使馆网站2006年4月17日报道】到目前为止,美国的核动力舰船已安全运行了50多年,从未发生过任何反应堆事故或可对人体健康或海洋生命产生危害的放射性释放。美国驻东京大使馆网站最新公布的资料显示,到目前为止,美国海军反应堆已安全运行了5700多堆·年,核动力舰船的总行驶里程超过了2.15亿km。目前,美国共有83艘核动力舰船:72艘核潜艇、10艘核动力航母以及1艘核动力研究船。这些舰船占美国主要海军战舰总数的约40%,曾访问过50多个国家的150个港口。美国核动力舰船使用的反应堆均为压水堆——与世界上60%的商业核电反应堆的…     

线功率密度和DNBR保护在田湾核电站的应用

堆内核测量系统是田湾核电站反应堆监测、控制和诊断系统的重要组成部分,在机组正常运行和瞬态工况下实时计算和监测反应堆参数。首次在田湾核电站将燃料棒线功率密度和偏离泡核沸腾比(DNBR)信号作为对反应堆的在线保护信号,达到了反应堆安全和经济运行的目的。     

反应堆轴向功率分布控制和功率能力分析

介绍了采用低维等效原理和综合技术,研制成功的反应堆轴向功率分布控制和功率能力分析的计算程序。程序的计算精度满足工程设计要求。在秦山二期2×600MWe核电厂反应堆核设计中,用该程序完成了该反应堆负荷跟踪计算和各种典型的运行功率瞬态分析,确定了该反应堆的运行控制模式和轴向功率偏移的安全保护定值。     

美核管理委员会建议修改乏燃料贮存条例

【美国《核新闻》1995年10月刊第51—52页报道】美国核管理委员会(NRC)正在考虑修改其对已贮存的反应堆乏燃料实施核保障的有关条例。目的在于明确要求,减少监管的不确定性,同时继续确保公众的健康和安全。 该修正案将不适用于在运行中的核电站进行的乏燃料池式贮存,而适用于在如下场所的乏燃料贮存: 已停止运行的核电站。 位于或远离反应堆场地的独立的乏燃料贮存设施。 美国能源部(DOE)未来可能开     

5MW低功率堆控制保护系统

5MW低功率堆(5MW LPR)控制保护系统包括:反应堆核测量系统、反应堆保护系统,反应堆控制系统和主控制室等。本堆采用了国际或国内的标准结构形式,元器件和线路的选取注重可靠性和先进性,主要系统靠近标准化,在满足安全的条件下考虑了经济性和可用性。主控制室设计考虑了人因工程的要求,保证了反应堆运行环境等要求。     

法国格勒诺布尔市放弃“热水瓶”型供热反应堆计划

【法国《核电》1981年6月23日报道】主要是由于经济原因,法国格勒诺布尔市已决定放弃由法国原子能委员会和格勒诺布尔核研究中心建议的用“热水瓶”型反应堆向城市供暖的计划。这个热功率为10万千瓦的池式反应堆,可向该市现有的供热网提供热水。计划规定,反应堆每年运行2,500小时经济上才合     

美国海军核动力舰船反应堆装置的安全措施

美国海军核动力舰船已安全运行50多年,航行超过1.51亿英里,累计安全运行6500堆·年以上,未发生过任何反应堆事故或可对人体健康或海洋生命产生危害的放射性释放。通过对美海军舰船反应堆装置总体安全原则和安全要求、安全监管及技术安全3方面的文献调研和分析,研究了美海军舰船反应堆装置的安全措施。     

旁流对一回路非能动余热排出系统运行特性影响分析

非能动余热排出（PRHR）系统是反应堆安全运行的重要保障，但现有研究表明，一回路系统存在旁流现象，其提高了堆芯活性区流量，在增强堆芯换热的同时也增加了系统的流动阻力，使系统运行情况更加复杂，因此，需对旁流的影响进行建模分析。本文基于一维N-S方程，建立了考虑旁流的PRHR系统运行特性分析模型；在对模型进行验证的基础上，揭示了旁流存在的机理，分析了其对PRHR系统运行特性的影响规律。研究结果表明，旁流的存在降低了PRHR系统的排热能力，影响了反应堆的非能动安全性，在反应堆余热排出系统设计和安全分析过程中需考虑旁流的影响。     

朝鲜反应堆正在运行 后处理已经完成

【美国《核新闻》2003年12月刊报道】Exelon核电公司德累斯顿2号机组2003年10月14日停堆。至此这座反应堆已连续运行了690天,创下了该公司反应堆连续运行的最高记录,并且是世界轻水堆领域的亚军。不伦瑞克1号机组2002年春天曾创下连续运行707天的最高记录。德累斯顿核电厂副厂长Bob Hovey说,2号机组的运行实绩是正确决策的产物,它表明电厂职工非常重视安全和正确的决定,“我们是受到责任的驱使来安全运行反应在2号机组换料停役期间,工作人员将更换约1/3的燃料,并将对部件和系统进行检查和维护,以确保其能够顺利通过下一个24个月的运行循环…     

CARR冷却剂系统设计及分析

反应堆冷却剂系统(RCS)是中国先进研究堆(CARR)的重要系统之一,反应堆运行时,通过其将堆芯的热量带出,该系统的安全有效运行是反应堆安全运行的必要保证。本文从冷却剂系统的功能和工艺设计、主要设备等方面对该系统及其设计进行了说明,并对设计过程中重点考虑的运行和安全问题进行了分析。     

先进水冷零的发展趋势

基于１９９１年以来进行的可行性研究结果，印度尼西亚可能进入新的核时代，在我们的能源供应系统中引进几座核电厂。未来核电厂的开发需要分两步走。第一步是最近的将来即今后的５０年，核能系统将受以水堆或先进加压重水堆（Ａ－ＬＷＲｓ／Ａ－ＰＨＷＲ’ｓ）所支配。第二步是５０年后，那时新的反应堆系统将开始占支配地位。一体化反应堆概念从安全角度看提出了一种革命性改进，然而，它也带来一系列复杂的机械方面的和运行方面的     

秦山核电厂一回路辅助工艺系统调试

本文叙述了秦山核电厂一回路主要调试项目以及在预运运行试验和初始启动试验阶段的实施情况。调试结果表明，系统已具备所要求的功能，运行参数达到了设计要求，能安全、可靠地配合反应堆冷却剂系统，满足各种工况的运行要求。