核电站反应堆运行物理分析

反应堆运行物理研究核电站反应堆运行、测量数据的处理和分析，从这些研究结果可获得有关核电站运行特性和安全裕量，从而指导核电厂的安全运行管理；同时获得改进设计的重要反馈．本文将讨论反应堆运行物理在几个主要领域内的分析理论和方法．

德国RWE申请延长反应堆运行寿期

德国RWE公司称，该公司目前已申请通过从一座反应堆向比布利斯A机组转让部分发电量配额来延长比布利斯A机组的运行寿期。比布利斯A机组于1975年开始服役，是德国17座现役反应堆之一，计划于2008年退役。

反应堆中微子探测器技术在核安全领域应用前景综述

2023年11月,日本科学家发表论文称开发了一种基于反应堆中微子的算法,可远程估算美滨3号轻水堆运行状态、燃料燃耗和燃料成分。中微子是一种基本粒子,于1956年首次发现,其基本性质仍在探索中,相关实验研究至今仍是基础科学的重要前沿。核反应堆是中微子主要来源之一,探测反应堆中微子强度变化,可获取反应堆运行核心信息。

反应堆时空动力学方程的解法研究

利用分离变量法导出了均匀圆柱形反应堆时空中子动力学方程的近似解析解,它满足反应堆运行现场所需的计算速度和精度要求,对舰船反应堆安全运行有重要意义.

反应堆时空动力学方程近似解

导出了反应堆时空动力学方程的近似解析解。此解的中子密度空间分布曲率是随堆功率变化的,因此它比点堆模型方程的解析解精确。可用于反应堆现场运行所需的监督性快速计算。对反应堆的安全运行有重要的指导意义。

核反应堆误停堆可靠性数字仿真

核反应堆误停堆可以用一般可靠性分析法加以分析和求解。当引起误停堆的基本部件含有寿命为非指数分布或任意分布的部件时，或失效树的规模比较大时，利用蒙特卡罗方法，对误停堆进行可靠性数字仿真将十分有效。尤其形成了系列化的可靠性仿真软件之后，利用这些软件分析系统可靠性将是非常便利的。

第11届国际反应堆技术结构力学会议将于1991年召开

第11届国际反应堆技术结构力学会议(SWIRT)将于1991年8月18日—23日在日本东京举行。会议将讨论有关力学和结构部分及核反应堆相应系统方面的工程力学问题。因此,结构力学分析问题将集中在设计、可靠性和安全性方面。会议议题包括以下几个方面:(1)

创下“世界第一”记录的核聚变反应堆实现首次等离子体放电

英国托卡马克能源公司（TokamakEnergy）最新的聚变反应堆运行后，实现了首次等离子体放电。并在几年内实现核聚变发电。

田湾核电站三期机组延伸运行分析

背景田湾核电站三期(5、6号机组)以福清核电厂一期为参考电站,考虑福岛核事故的经验反馈、HAF102及《“十二五”期间新建核电厂安全要求》,充分吸收国内外成熟先进的核电设计制造技术和运行经验反馈,实施41项重大技术改进在内的一系列改进,进一步提高了机组的安全性、可靠性和可用性,是具备三代核电特征的M310改进压水堆机组。延伸运行概念、原理、物理现象延伸运行的概念、目的和意义延伸运行(Stretch Out,以下简称SO)是指在燃料循环寿期末(冷却剂硼浓度10ppm左右)无法稀释增加反应性,控制棒在ARO(全部提出)位置通过降低一回路温度和反应堆功率来延长反应堆运行时间的一种反应堆运行模式。

核动力装置热工水力运行分析程序中的堆芯物理模型

提出了一套用于微机版船用核动力装置热工水力运行分析程序的堆芯物理模型 ,该模型既能较逼真地描述实际的物理过程 。

M310核电机组日常运行变负荷过程中轴向功率偏差ΔI的控制

文章对反应堆轴向功率偏差ΔI的概念及M310核电机组日常运行变负荷过程中ΔI的控制进行了介绍和分析。ΔI是反应堆运行过程中非常重要的一个物理控制参数,严格控制轴向功率偏差ΔI在参考线△Iref1附近对于堆芯核燃料的均匀充分燃烧、避免燃料包壳破损以及保证堆芯最大的安全性和经济性具有非常重要的意义。反应堆不同运行工况下,ΔI控制方式不尽相同,需根据不同工况有针对性的控制。特别是寿期末运行工况下,综合各种因素,使得ΔI的控制变得尤为困难。

气体夹带在池式快堆中的影响

池式快堆采用池式一体化结构布置,以液态钠作为冷却剂。在反应堆运行过程中,为了保证反应堆运行压力稳定以及液态钠的安全在堆本体热池的自由液面上方充入大量覆盖氩气。堆本体容器内的设备和部件很多都是穿过钠池的自由液面及覆盖氩气,并且采取紧凑型布置。

PSA发展现状及其应用

介绍了国际上概率安全分析发展的概况。文中也引述了ＥＰＲＩ基于大量ＰＳＡ的实践所作的专题调查报告的结论，即ＰＳＡ的主要应用方面和获得成功的重要条件。详细介绍了ＰＳＡ当前重要应用的两个方面：以风险为基础对技术规格书的修订和用于电站日常运行、维修和管理的风险管理系统。

世界核动力堆性能对比

反应堆性能的通常量度是它的负载系数。如果在一年中反应堆以满功率不间断地运行,它就具有100%的负载系数。反应堆由于维修被关停或低于满功率运行,负载系数百分率将降低。根据1987年9月的统计,西方世界的250个大型核动力反应堆,按标志运行特点的负载系数对比,前10名中有8个是加拿大的坎杜型反应堆(CANDU—Canada Deuterium Uranium(HeavyWater)Reacter)(见表1)。加拿大的坎杜型反应堆的运行性能一贯被证明是世界领先的。

实现自主设计,完成核电主要设备国产化

记者：中国核动力研究设计院承担了哪些设计任务？ 罗琦：中国核动力研究设计院作为我国唯一集核反应堆工程研究、设计、试验、运行和小批量生产为一体的大型综合性科研基地，自1965年建院以来，已经形成包括核动力工程设计、反应堆运行和应用研究、反应堆工程实验研究、核燃料和材料研究、同位素生产和核技术应用研究等完整的研究设计体系，是军民结合的国家战略高科技研究设计院。

Zr-4合金管材加工工艺对氢化物取向因子的影响

锆合金广泛应于水冷反应堆的堆芯包壳材料和结构材料。在核反应堆运行时,锆合金表面被水氧化的同时,还会同时生成氢气。部分氢被锆合金吸收生成片状或者针状氢化锆。氢化物取向因子是衡量核反应堆用锆合金管材氢化物的重要指标。文章通过氢化物实验研究了加工工艺参数轧制送进量、退火制度及矫直弯曲量对Zr-4合金管材氢化物取向因子的影响关系。结果表明:Zr-4合金氢化物取向因子随着轧制送进量的增加有增大的趋势;不同轧制送进量的管材再结晶退火后,氢化物取向因子呈无序紊乱状态;Zr-4合金管材氢化物取向因子随着矫直弯曲量的增大而加大。