产业

我国第四代核电技术进入世界先进行列由中国原子能科学院承担的国家"863"计划重大项目——中国实验快堆工程通过科技部验收。中国实验快堆的建成,标志着我国核能发展"压水堆——快堆——聚变堆"三步发展战略中的第二步取得重大突破,也标志着我国在第四代核电技术研发方面进入世界先进行列。     

我国快堆技术发展的现状和前景

考虑到人口众多,经济快速发展,人民生活水平不断提高,人均能源相对贫乏和环境保护,国家已决策加快核能应用的发展。采用压水堆－快堆匹配闭式燃料循环达到核能供应的快速增长和可持续性的基本战略已经决定,也决定了分离和用快堆和ADS对高放废物（MA）的嬗变战略。笔者建议快堆工程发展将分三步进行,中国实验快堆（CEFR,65 MWt/20 MWe）,中国原型/示范快堆（CEFR／CDFR,大于等于1 500 MWt/600 MWe）和中国经济验证性快增殖堆（CDFBR,1 000 MWt/1 500 MWe）。CPF     

高温气冷堆示范工程螺旋管式直流蒸汽发生器工程验证试验

研发一种新型蒸汽发生器必须进行一定规模的工程验证试验。清华大学核能与新能源技术研究院在其实验基地建设了高温气冷堆示范工程(HTR-PM)螺旋管式直流蒸汽发生器的工程验证试验回路(engineering test facility for steam generator, ETF-SG)。工程验证试验回路能够模拟HTR-PM运行参数,可对HTR-PM蒸汽发生器一个换热组件进行1∶1的工程验证试验。回路设计热功率10 MW,氦回路设计压力8 MPa,最高设计温度800℃,二回路设计压力18 MPa,最高设计温度600℃。在工程验证试验回路上针对高温气冷堆蒸汽发生器完成了几十项热工水力试验,对蒸汽发生器的温度均匀性、堵管后温度分布及其温度展平调节、热工水力瞬态特性、两相流不稳定性等进行了试验研究,验证了HTR-PM螺旋管式直流蒸汽发生器的热工水力和结构设计,并为其调试、运行、低功率及启停工况参数的确定提供了重要数据和参考。     

中国核能科技“三步走”发展战略的思考

 核能作为中国的战略产业,通过坚持创新驱动战略,正在不断转型升级。聚焦于发电方向,中国推出自主三代压水堆技术,在快堆、高温气冷堆等具备第四代特征的核电技术方向实现突破,作为核心成员参加国际ITER 计划并顺利推进采购包计划,为“热堆-快堆-聚变堆”三步走奠定了坚实的基础。本文在总结阶段性核能产业科技发展基础上,提出了“十三五”乃至更长时期,落实“三步走”战略的发展趋势和技术方向,特别是对如何实现“热堆-快堆”第二步跨越、实现“快堆和聚变”第三步跨越进行了思考,并展望了未来核能科技发展的前景。     

钠冷快堆电机辅助绕组可靠性试验及基于极限应力的可靠性评估

主循环钠泵辅助电机执行在事故情况下带动主泵运转,以排出堆芯余热的安全功能。若事故情况下辅助电机发生故障,则可能给整个反应堆系统带来灾难性的后果。绕组是辅助电机的关键部件和薄弱环节。为评价主循环钠泵辅助电机绕组可靠度,设计、开展了一系列可靠性试验;在恒定应力加速试验中,无失效产生,继而进行步进应力加速试验,得到了关于产品极限应力的信息。基于有限的试验信息,给出了一种利用产品极限应力计算得到产品的激活能,从而进行辅助电机绕组可靠性评估方法。评估结果良好,且符合工程经验,验证了辅助电机寿命可靠度满足系统要求。同时,论文提出的方法对高可靠性产品无失效数据的可靠度评估提供一种参考方案,具有一定的指导意义。     

清华大学核能与新能源技术研究院整体建设暨两重点项目通过验收

20 0 4年4月7日召开了清华大学“核科学与技术学科建设项目验收会”。康克军副校长出席了验收会。在清华大学核能与新能源技术研究院(核研院)关于核科学与技术学科整体建设和“1 0 MW高温气冷堆及核能发展的关键技术”、“分离法处理生产堆高放废液设备流程台架”两个校重点项目已经全面完成了各项建设任务,在学科建设、科学研究、人才培养、队伍与基地建设以及国内外学术交流等方面均达到了预期目标,通过了专家组的验收。核研院的“核能科学与工程”、“核技术及应用”、“核燃料循环及材料”均被评为国家重点学科,保持了国内领先地位。1 …     

全球核能科技前沿综述

 讨论了核能前沿科技领域所取得的科技研究与重要工程项目进展，重点介绍了核电建设与发展、小型模块堆技术、聚变反应堆、空间动力堆、事故容错燃料，数值反应堆等方面的研究及开发进展。在海、陆、空均有良好应用前景的小型反应堆，将在传统商用核电以外开辟核能利用的新天地。而先进燃料设计、高精度数值模拟等技术则是未来核能安全保障的重要发展方向。随着技术的进一步革新和技术路线的多样化，呈多元化发展态势的核能预期仍将在全球能源结构中占据重要地位。     

全球核能科技前沿综述

 讨论了核能前沿科技领域所取得的科技研究与重要工程项目进展，重点介绍了核电建设与发展、小型模块堆技术、聚变反应堆、空间动力堆、事故容错燃料，数值反应堆等方面的研究及开发进展。在海、陆、空均有良好应用前景的小型反应堆，将在传统商用核电以外开辟核能利用的新天地。而先进燃料设计、高精度数值模拟等技术则是未来核能安全保障的重要发展方向。随着技术的进一步革新和技术路线的多样化，呈多元化发展态势的核能预期仍将在全球能源结构中占据重要地位。     

我国第一座低温核供热反应堆启动运行成功

清华大学核能技术研究所研究与建造的我国第一座5兆瓦低温核供热试验反应堆于1989年11月11日启动运行成功。这是我国在核能开发和利用领域取得的一项突破性进展。这个反应堆采用一体化自然循环壳式轻水堆方案,具有优异的固有安全特性。反应堆设置有压力壳和安全壳双重安全屏障,并没有中间隔离回路,因而既简单可行,又安全可靠。5兆瓦堆还采用了新型水力驱动控制棒系统,这种控制棒为我国所独创、也是世界上首次成功地应用于反应堆的新型控制棒系统。5兆瓦低温核供热堆的主要设备均为国产;也是世界上第一座投入运行的壳式核供热堆,技术上达到了国际先进水平。低温核供热堆是近年来出现的专门用于城市集中供热供暖的,安全性能好的新型核动力堆。它为核能的和平利用开辟了一条新途径。目前,苏联、加拿大、联邦德国、瑞士等十多个国家已经开展了低温核供热堆研究,除苏联外,大都处于工程设计阶段。5兆瓦低温堆的建成和运行成功,使我     

低温核能供热用深水池供热堆

一、我国首先研制成功适用于低温核能供热的深水池供热堆核能发电在世界上已进人商业化应用，我国电力系统也启用了核电，作为一种新型的清洁能源，预计它还会有更大的发展。核能能够发电，当然也能用来供热。供热也是一种核能利用形式，但它与发电不同，无论国内还是国外核能供热还都处于商业化应用前的探索和研究阶段。在我国，这项研究工作很受重视，这一方面是因为我国经济建设发展中，需要投入大量的热源建设；另一方面与核电不同，供热所需要的低温低压技术，我国容易掌握，我国也有条件首先研制和开发这种专用于供热的核能装置。一旦…     

快堆二回路钠泵叶轮与导叶叶片数设计探讨

快堆二回路钠泵是目前世界上最先进的第四代核电核心装备之一,在保证安全运行的条件下提升其运行效率至关重要.基于其原型样机的性能要求和限制尺寸,采用一元设计与CFD相结合的方式进行钠泵叶轮和导叶的水力设计并且探究钠泵叶轮叶片数与导叶叶片数的匹配规律.结果表明:只改变导叶叶片数时,不同的导叶叶片数对钠泵效率和扬程影响的最大差值分别为4.01 %和9.75%的设计参数.设计工况下钠泵叶轮与导叶叶片数的最佳匹配值为:叶轮叶片数为5、导叶叶片数为8,叶轮叶片数为6、导叶叶片数为9,叶轮叶片数为7、导叶叶片数为11,即导叶叶片数在叶轮叶片数的1.5倍附近时,泵的水力性能达到最优值.符合钠泵性能要求且水力性能最优的叶轮叶片数与导叶叶片数的匹配方案为:叶轮叶片数为6、导叶叶片数为11.     

“纳米电池”基地将落户合肥

为了能让人类用上“取之不尽、用之不竭”的核能，目前7个国家在致力于“人造太阳”第二步核实验堆的建设。我国作为建造核实验堆的成员，承担了整个项目约1／7的研究任务，其中多项研究都将由合肥科学岛完成。     

MHTGR一回路氦气中放射性核素浓度的计算方法

模块式高温气冷堆ＭＨＴＧＲ（简称模块堆）一回路冷却剂氦气中放射性核素浓度的计算是辐射防护设计和环境影响评价的基础。本文根据模块堆一回路氦气中放射性核素的来源和去除机制导出了氦气中放射性核素浓度的计算方法，并得出解析解的计算公式。     

叶片进口边位置对快堆二回路钠泵空化性能的影响

为了提升快堆二回路钠泵的空化性能,在确保其他几何参数不变的前提下,将原型样机的叶片进口边分别前伸三次构造出模型泵A、B、C.基于RNG k-ε湍流模型、Zwart-Gerber-Belamri和Schnerr&Sauer空化模型,对各模型泵进行三维定常单相、两相空化数值模拟,预测出各个模型泵的水力性能曲线、不同工况下的空化性能曲线和内流场参数.通过对比原型样机和各个模型泵的水力性能及内流场参数,得到结论:叶片进口边前伸对钠泵的水力性能影响不大,其中模型泵B的水力性能下降量最小;各模型泵的临界空化余量均不同程度降低,模型泵B的空化性能最优;适当地前伸叶片进口边位置,钠泵的空化性能明显提升.     

固态钍基熔盐堆堆芯核设计安全限值研究

钍基熔盐堆因其在安全性、经济性及可持续性方面的优势被列为第四代核能系统重点发展的堆型。我国已经开展了相关的研究,然而国内关于研究堆的法规导则不完整,相关规定和要求比较原则,必须结合钍基熔盐研究堆的特点进行具体研究。针对固态燃料钍基熔盐实验堆,从核安全评审的角度,对核安全评审相关的问题进行深入研究分析。依据NRC针对下一代先进核能系统制定的评审方法,充分调研轻水动力堆(压水堆、沸水堆)、正在运行的研究堆、以及同样被列为第四代反应堆重点发展堆型的钠冷快堆、高温气冷堆,参考国内外对上述堆型堆芯核设计限值的确定原则及相关依据,初步给出钍基熔盐堆堆芯核设计关键安全限值。     

清华大学核能与新能源技术研究院(INET)我国高等教育系统规模最大的研究院之一

清华大学核能与新能源技术研究院(简称清华核研院),是我国高等教育系统规模最大的研究院之一;它以核能技术为主,开展多学科的科研、教学、设计和科技开发工作。清华核研院位于风景秀丽的北京北郊燕山脚下昌平区虎峪村,占地面积约7.6×105m2,建筑面积100000m2,在清华校内另有9500m2的科研、教学办公楼——能科楼(A座、B座、C座)。全院共有17个研究室、14个实验室以及院办企业和生产车间:拥有一座双堆芯的游泳池式屏蔽试验反应堆,一座壳式5MW低温供热试验反应堆,一座10MW高温气冷实验堆,一套900MW压水堆核电站模拟器。全院在编教职工近500人,其中中国科学院院士1人,中国工程院院士2人,责任教授11人,博士生导师33人,高级职称者近200人。经过四十多年的发展,清华核研院已成为以核能科学技术研究为主,多学科综合发展的科研、教学、生产”三结合基地;在11个学科方向中,“核能科学与工程”学科为国内领先的重点学科,研究领域涉及先进核能技术、新能源研究、核技术应用、化工分离与材料化工、精细陶瓷、计算机与控制、电力电子技术、环境科学与技术、核安全分析、石油热采模拟技术等。清华核研院所研发的低温核供热堆及模块化高温气冷堆,获得国际原子能机构专家的高     

浅谈水泥生产线高压电机的调试

本文介绍了在水泥生产线建设中对高压电机设备的调试检测工作,从检测试验前需采取的安全措施、上电前的检测项目及规范,上电试运行注意事项这三个方面加以阐述。     

秦山三期（重水堆）核电站工程建设和重大技术创新

秦山三期重水堆核电站是我国首座商用重水堆核电站,也是中国和加拿大两国政府间迄今最大的贸易项目。业主秦山第三核电有限公司在工程建设、调试及自主运行的过程中,坚持自主创新管理,有效实施工程质量、进度和投资三大控制;并在消化吸收CANDU-6技术的基础上进行改进,提高机组的安全性和可靠性。工程的建设实践,使我国核电工程管理在已有的基础上,基本实现了程序化、信息化的规范管理并与国际接轨。工程建成后,在保证机组安全稳定运行的基础上又进行了多项技术改进和创新,使机组性能持续提高。在人才培养方面,注重培育企业文化,强化人员培训,建立起员工培训与工程建设互相促进的良性循环机制。秦山三期工程在核电项目管理水平的提高和发展,可为推动我国核电发展和大型引进工程的规范化管理提供借鉴。     

轧钢工程变频电机的调试技术

本文主要介绍了根据工业轧钢工程中变频电机的调试方法及过程,从变频器工作原理、内部构造以及辅助变频电机工作的一些必不可少的设备进行了简要的分析。     

聚变-裂变能源混合堆可行性及在我国核能发展中作用的分析

简要论述了核能在我国能源发展战略中的地位及聚变－裂变混合堆在核能持续发展中的重要作用。对以不久将来即可实现的ITER聚变装置作驱动堆芯、天然铀水冷裂变系统作包层的混合堆做了细致的分析。这种混合堆型可以实现GWe级净电功率输出,年造钚1 656 kg,支持2.68个同功率压水堆电站对易裂变燃料的需要。初步的经济评估说明,混合堆电的成本是同功率压水堆电成本的1.67倍;而在不计燃料成本的情况下,混合堆与压水堆组合系统电的成本是同功率压水堆电成本的1.18倍。考虑到一般压水堆需消耗大量的天然铀,加上铀浓缩成本,混合堆与压水堆组合系统电的成本,与压水堆电的成本是可以相比拟的。