轻水堆核电厂长寿命化的若干关键问题

调研了国外核电厂长寿命化研究，开发工作的现状，提出了核电厂长寿命化的若干关键问题。对ＰＷＲ、ＢＷＲ运行过程中发生的设备老化、降级问题及其原因的调查分析表明，不可更换部件及更换极困困难部件的寿命，制约或极大程度地影响了电厂的寿命，这些设备是：反应堆压力容器、堆内构件、安全壳及部分构筑物；在设备老化机理中，关键问题是中子辐照脆化、腐蚀损伤、疲劳及磨损。

先进核电厂概率安全分析探讨

随着核电技术的不断发展与应用,概率安全分析技术已广泛应用于核电厂工程实践中。轻水堆核电厂的概率安全分析技术已发展得相当成熟,而先进核电厂的概率安全分析工作正在不断展开。本文试图对传统PSA技术应用于先进核电厂过程中可能遇到的问题进行探讨,首先从传统的轻水堆核电厂概率安全分析框架谈起,追溯其成因,然后基于先进核电厂的安全特性提出现有概率安全分析技术应用过程中遇到的问题,最后以高温气冷堆的概率安全分析为例提出先进核电厂概率安全分析的建议。

气透平-模块氦冷反应堆(GT-MHR)技术

气透平-模块氦冷反应堆(GT-MHR)将高温气冷堆与布雷顿(Brayton)动力转换循环系统相结合用于高效发电。GT-MHR满足第4代核能系统(GenIV)关于非能动安全性、良好经济性、高度防核扩散性及改善环境的要求,比现代核电厂所产生的核废料更少,燃料的利用率更高。由于其能够产生高冷却剂出口温度(至少850℃,且仍有更高温度的潜力),模块化氦反应堆系统也能有效地利用高温电解或热化学分解水来制氢。