沸水堆真的沸腾了

日本3.11大地震引发的福岛核电站事故带来的震动可能不亚于地震本身,它已经波及到全世界,其影响不仅仅是到处飘散的放射性尘埃,因为微量的放射性不妨碍人们的身体健康,更大的影响倒是人们的心理。福岛核电站事故的处理可能还需要很长时间。本文将介绍一些关于核和核电站的基础知识,期望大家对核有个合理的判断,尽可能避免谈核色变。     

简化沸水堆(SSBWR-200)的热工设计和事故分析

设计开发了新一代小型先进简化沸水堆— SSBWR-2 0 0。采用全功率自然循环、较低的功率密度、堆芯以上更大的冷却剂装量、新型的水力学控制棒传动系统、非能动余热载出系统以及取消堆芯紧急冷却系统、安全壳冷却及喷淋系统等先进设计。通过引入反应性扰动以及对 6种典型事故的计算分析 ,结果表明 :SSBWR- 2 0 0具有良好的稳定性和安全性 ,可以应用于热电联供、区域供热、海水淡化等多种目的     

小型热电联供沸水堆CR-200研究

为了扩大 ２００ ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）的应用范围并改善其经济性，初步探讨了在ＮＨＲ－２００的技术基础上，发展热电联供小型反应堆的可能性。提出了核反应堆实现热电联供的几种可能方案，并用编制的计算机程序对其效益进行了分析；提出了小型热电联供沸水堆ＣＲ－２００的一回路方案设计，用最佳热工水力估算程序ＲＥＴＲＡＮ－０２和编制的蒸发器设计程序对ＣＲ－２００作了初步的一回路稳态热工设计和稳定性分析。结果表明，以ＮＨＲ－２００为基础并作一些改进，有可能发展成为小型热电联供沸水堆ＣＲ－２００，该堆具有比低温供热堆ＨＲ－２００更好的经济性。     

快堆燃料棒内氦气容积比的测定

方法设计、加工出了满足快堆燃料棒内氮气容积比测量要求的“燃料棒穿刺装置”,建立了采用气相色谱法测定燃料棒内氦气容积比的方法.确定氮气客积比的仪器洲定条件：真空度优于100 Pa、泄漏率优于10 Pa/90 s;当取样体积为1 mL,气体中杂质02、N2、Ne、H2、CH4、CO、CO2的测量范围为0.11％～5.0％.     

水力驱动控制棒热态极限落棒能力分析

控制棒驱动机构是核反应堆的关键设备,其是否正常运行直接关系到核反应堆的安全性。该文对水力驱动控制棒系统在摩擦力卡棒和倒置等极限工况下的停堆问题,提出了步进缸内腔卸压的解决方法,并在热态实验研究的基础上,建立了正置落棒和倒置插棒的理论模型。分析了极限落棒过程参数(位移、速度和棒内外差压)的变化规律,得到了摩擦力卡棒和倒置等极限工况下控制棒插入堆芯的能力。结果表明:在极限工况下水力驱动控制棒有足够能力插入堆芯。     

现代研究堆技术与安全发展的特点

介绍了研究堆在国际上发展的趋势和中国研究堆现状,指出我国有些研究堆服役时间较长,设备老化,其性能不能满足现代科学技术发展的需要,必须开发和研制新型研究堆。并探讨了中国发展新型研究堆应具备的技术与安全特点,主要是：以某些功能为主,一堆多用;高通量的紧凑堆芯;提高自动化控制水平,减轻对运行人员的要求;两套独立的停堆系统;较大的负温度系数;采用非能动安全系统和可靠的余热排出系统等。     

福岛事件或致全球核电重新洗牌

 近几个月来,日本福岛核事故的善后局面迟迟难以得到控制,日、德、意等多国神经紧张,有的国家甚至开始重新考量本国的核电发展规划。不过,改变核电发展规划牵一发而动全身,因此各国对自身的核电发展又有不同态度,全球核电局势可能面临重新洗牌。     

一种关于熔化情况下锆-4合金包壳管氧化物膜厚度变化估计的计算公式

已有的研究表明,核反应堆堆内温度超过元件包壳熔点时,锆—4合金与蒸汽反应在包壳表生成的ZrO_2氧化膜将对Zr—4合金熔体起到一定的保护作用。因此这层氧化膜的厚度及完整性对于堆芯元件过热及流动导致的反应堆事故具有极重要的影响。本文假定氧的扩散是ZrO_2氧化膜厚变化的控制因素,通过解扩散方程,建立了对在这种情况下ZrO_2膜厚度变化进行估计时的计算公式。