US-APWR核电厂设计技术方案研究

US‐APWR是在日本国内开发完成的APWR的基础上面向美国市场的满足经济性、可靠性、安全性且经过验证的170万kW级先进核电厂，其采用了高性能的蒸汽发生器、汽轮机和先进蓄压箱等最新技术，并且反映了强化安全级电源、长周期运行以降低发电成本、基于宽松抗震条件的紧凑型厂房布置等美国的规定要求和用户需求。本文分析研究了US‐APWR核电厂的主要设计技术方案和特点，介绍了该型核电厂的主要规格指标、主要设备的设计、安全设计、布置设计、汽轮机、仪表控制系统等主要设计内容。

日本三菱重工启动了US—APWR设计认证的申请程序

日本三菱重工启动了美国版先进压水堆（US—APWR）设计认证的申请程序．准备向美国核管会（NRC）递交有关申请文件。

美国核管会调整US-EPR与US-APWR的设计认证进度表

【本刊2012年6月综合报道】美国核管会（NRC）已对阿海珐集团（Areva）的美国渐进型压水堆（US-EPR）与三菱重工（MHI）的美国先进压水堆（uS-APWR）的设计认证进度表进行了调整。根据新的进度安排，US-EPR的设计认证结束日期将从2013年6月推迟至2014年年底，US．APWR的设计认证结束日期从2014年推迟至2015年。通过核管会的设计认证，并获得设计合格证，是这两种反应堆设计能在美国投入建设的前提条件之一。

不同工况下APWR反应堆的数值传热计算

在非结构化网格中,采用有限容积法计算先进型压水堆(APWR)圆柱体裸堆的传热状况。在3种不同热边界条件下,采用一体化方法模拟反应堆的热力场。通过比较计算结果,可以评判先进反应堆固有安全性的能力,为核工程的设计研究提供了参考。

西南反应堆工程研究设计院 APWR 开发研究工作简介

本文简要地介绍了西南反应堆工程研究设计院在先进压水堆方面所做的跟踪和开发研究工作,介绍了具有中国特色的先进压水堆核电厂(AC-600)的设计目标、初步方案的特点和今后工作的设想。AC-600的优点是工程投资少,固有安全性好,可靠性高,工期短,并能很好地与我国已建造的或正准备建造的压水堆核电厂相衔接,是我国发展核电厂的主要方向。

蒸汽发生器下封头/主泵连接处流动特性试验研究

在先进压水堆核电站的设计中将蒸汽发生器和主泵直接连接,取消了蒸汽发生器和主泵之间过渡段,并在蒸汽发生器下封头出口腔室设置了改进的出口挡板,使蒸汽发生器出口接管的流场变得十分复杂。因此对蒸汽发生器下封头/主泵连接处的流动特性进行了试验研究,进行了无挡板的风洞试验和有档板的水回路试验。研究表明采用自行设计的出口挡板可以消除出口接管的轴向回流,使出口流场均匀。

先进压水堆堆内铁-水反射层组件研制及实验研究

本文较详细地叙述了先进压水堆铁-水反射层组件研制及实验研究的主要内容和实验结果,并利用实验结果对计算程序进行了验证和分析。实验结果与理论分析皆得到了铁-水反射层组件能有效降低压力容器内表面的快中子注量率,可延缓压力容器辐照损伤,延长使用寿期,且铁-水反射层组件对堆芯具有正的反应性效应这一重要结论。

三菱重工进军美国市场

[日本《原子能视野》2006年9月刊报道]为了将1700MW新型压水堆——美国先进压水堆（US APWR）打入美国市场，三菱重工（MHI）已在华盛顿设立了三菱重工原子能部（MNES），由原三菱重工原子能事业本部副部长井上裕担任首任主管，并于2006年7月开始营业。三菱重工目前正准备向美国核管会（NRC）提交US APWR设计认证申请。

基于威斯康辛冷凝试验本体的结构改进及分析

先进压水堆(APWR)是第三代核电技术的代表堆型之一,它采用了非能动安全系统,提高了安全性能。非能动安全壳冷却系统(PCCS)主要利用蒸汽的冷凝来带走安全壳内的热量。本文主要介绍了威斯康辛大学进行的冷凝试验的试验本体结构,应用ANSYS软件对其结构进行了应力分析,并在现有结构的基础上对外部加强筋布置进行了一定的改进和优化。通过计算和比较可以看出,经过改进后的加强筋布置,不仅满足原有的试验要求,结构布置合理,更提高了试验本体的承压能力,使其能够满足更高试验压力的需要。

第三代先进压水堆正常余热排出系统设计优化

文章详细介绍了第三代先进压水堆正常余热排出系统设计特点,并从核电厂运行的角度就这些设计特点对核电厂运行的影响进行了分析。对第三代先进压水堆正常余热排出系统的设计特点进行了归纳,针对每个设计特点,分析了其设计的合理性和先进性。

先进压水堆带定位格架5×5燃料棒束通道热工水力特性CFD数值模拟

首先对带有定位格架的5×5燃料棒束国际基准题——MATi S-H进行模拟,得到了压水堆带定位格架燃料棒束计算流体力学(CFD)数值模拟的最佳用户实践指南,在此基础上建立了先进压水反应堆(APWR)带定位格架5×5燃料棒束详细CFD模型,研究了定位格架对子通道内冷却剂流动换热的影响,得到了冷却剂的速度、温度分布以及子通道内压降情况,揭示了搅混翼的搅混效果。结果表明,格架基体区域的横向速度主要由弹簧和刚突引起,搅混翼对冷却剂的搅混作用更加强烈,搅混翼顶部所在截面的冷却剂最大横向速度达到3.24 m/s,平均横向速度为1.44 m/s;横向速度在格架下游30个水力直径长度范围内一直大于零,且逐渐变小;格架区域的冷却剂压降急剧增大,搅混翼会大幅度改变冷却剂流动方向,导致冷却剂流道温度分布不均匀,强化传热。

丁丙诺啡脱毒过程催瘾反应相关因子的研究

目的:观察丁丙诺啡在脱毒过程中的催瘾反应及与其相关因子的关系。方法:在相同剂量的丁丙诺啡治疗条件下,前瞻性的观察治疗后的催瘾反应,并对催瘾组和非催瘾组进行相关因子值的比较。结果:丁丙诺啡(首日剂量2.7 mg)在脱毒过程中的催瘾发生率为28.37%,症状在使用药物后平均56.59分钟出现,催瘾症状严重程度分布:轻度6例,中度8例,重度7例。催瘾组与非催瘾组的相关因子值的比较显示:催瘾组体重显著轻于非催瘾组(P <0.05),催瘾组末次吸毒量明显高于非催瘾组(P <0.01),催瘾组所吸海洛因纯度较非催瘾组高(P <0.01),催瘾组与非催瘾组用药时间无显著性差异(P >0.05)。结论:丁丙诺啡在脱毒中出现的催瘾反应是脱毒开始阶段的主要障碍。吸毒者体重较轻,所吸毒品纯度较高,末次吸毒量较高者容易出现催瘾反应,催瘾发生与用药时间的先后无直接关联。

何种三代核电机型最被人们青睐？

国际核工程网站．2009年12月上旬，做了关于“三代＋”核电机型未来发展前景的读者民意调查。结果是：俄罗斯的VVER最高，占59％；法国Areva的EPR（含US-EPR）第二，占29％；东芝西屋的AP1000第三，占9％；其余美国GE-H的ESBWR、韩国的APR1400、日本三菱的APWR（含US-APWR和EU-APWR）各占1％。GE-H和东芝的ABWR属三代而不属三代＋，不在调查之列。