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美国小型模块化反应堆应急准备要求的监管启示
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作者 李冰 杨端节 +3 位作者 陈晓秋 陈莹莹 陈鹏 张骋 《辐射防护》 北大核心 2025年第1期21-26,共6页
本文介绍了新发布的美国联邦法规10 CFR 50.160的主要内容,该法规是美国核管理委员会针对小型模块化反应堆、非轻水堆和非电力生产或利用设施所确立的基于绩效的应急准备框架要求。在此基础上,详细分析了美国小堆应急监管与大堆的差异,... 本文介绍了新发布的美国联邦法规10 CFR 50.160的主要内容,该法规是美国核管理委员会针对小型模块化反应堆、非轻水堆和非电力生产或利用设施所确立的基于绩效的应急准备框架要求。在此基础上,详细分析了美国小堆应急监管与大堆的差异,并结合目前我国小堆应急监管实践,给出应急可行性分析、应急防护行动、应急计划区划定等方面的监管启示,最后提出相关建议,对小堆应急宜采用基于绩效的方法实施管理。 展开更多
关键词 小型模块化反应堆 应急准备 基于绩效的方法 监管
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小型模块化反应堆特性及应用分析 被引量:15
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作者 曹亚丽 王韶伟 +3 位作者 熊文彬 刘巧凤 刘兆阳 张厚明 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2014年第6期801-806,共6页
介绍了先进小型模块化反应堆(Small Modular Reactor:SMR)的特性,并分析了其应用前景及所面临的挑战;描述了国际上主要核国家和我国SMR的研发现状。分析表明在无法由传统大型反应堆核电厂提供能源的区域以及在大型反应堆核电厂不能与非... 介绍了先进小型模块化反应堆(Small Modular Reactor:SMR)的特性,并分析了其应用前景及所面临的挑战;描述了国际上主要核国家和我国SMR的研发现状。分析表明在无法由传统大型反应堆核电厂提供能源的区域以及在大型反应堆核电厂不能与非核技术电厂相竞争的领域,SMR作为一种多用途的分布式综合能源在扩大核能的和平应用上面具有巨大的潜力。 展开更多
关键词 先进小型模块化反应堆 模块 多用途 核电厂
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模块化小型核反应堆自动卸压系统分析研究 被引量:2
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作者 尹莎莎 方华伟 +4 位作者 秋穗正 黄伟 陈志辉 田野 田雅婧 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第1期124-131,共8页
模块化小型核反应堆(SMR)与传统大型压水堆在结构上存在很大差异,导致两者的严重事故进程存在较大差异。因此本文结合SMR自身设计特点,建立反应堆严重事故分析模型,对SMR的典型事故瞬态进行模拟计算,并对严重事故进程、热工水力现象和... 模块化小型核反应堆(SMR)与传统大型压水堆在结构上存在很大差异,导致两者的严重事故进程存在较大差异。因此本文结合SMR自身设计特点,建立反应堆严重事故分析模型,对SMR的典型事故瞬态进行模拟计算,并对严重事故进程、热工水力现象和系统安全进行研究。在此基础上提出了SMR自动卸压系统优化改进方案,通过对自动卸压系统各级卸压管线的位置和阀门有效面积进行深入研究,并对相关参数进行敏感性分析,提出符合反应堆自身特点的卸压阀门有效面积的优化设计方案,为小型核反应堆的严重事故预防和缓解提供有效的依据和参考。 展开更多
关键词 模块小型反应堆 严重事故 自动卸压系统
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模块化小型堆用于集中供热的减排潜力分析 被引量:3
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作者 常德健 漆小玲 +1 位作者 王静 廖翠萍 《新能源进展》 2021年第1期76-84,共9页
模块化小型堆(SMR)是一种颠覆性的核能应用技术,具有小、快、灵的优势,是解决区域能源与经济协调发展的途径之一。我国每年用于集中供热消耗大量的化石能源,由此产生了很多气候问题。采用SMR作为集中供热热源,对化石能源进行替代,可减... 模块化小型堆(SMR)是一种颠覆性的核能应用技术,具有小、快、灵的优势,是解决区域能源与经济协调发展的途径之一。我国每年用于集中供热消耗大量的化石能源,由此产生了很多气候问题。采用SMR作为集中供热热源,对化石能源进行替代,可减少集中供热过程中CO2的排放,缓解化石能源供应压力。本文通过分析我国集中供热能耗的发展趋势,结合SMR发展潜力,运用情景分析法,通过六种不同情景的对比,对SMR用于集中供热的减排潜力及其成本进行了讨论,分析了SMR用于集中供热的可行性。SMR用于集中供热的全面推广需要解决制度、经济和社会层面的问题。 展开更多
关键词 小型模块化反应堆 集中供热 情景分析 减排潜力
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小型核反应堆自主控制及其深空探测应用设想 被引量:7
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作者 邱建文 徐瑞 赵宇庭 《宇航学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第1期1-8,共8页
针对空间小型模块化核反应堆的自主控制问题,提出自主控制体系结构,降低反应堆控制对人的依赖程度,满足了深空探测任务对空间堆自主控制的需求。首先介绍了核反应堆自主控制技术和空间探测自主技术的发展现状,分析了空间小型堆的自主控... 针对空间小型模块化核反应堆的自主控制问题,提出自主控制体系结构,降低反应堆控制对人的依赖程度,满足了深空探测任务对空间堆自主控制的需求。首先介绍了核反应堆自主控制技术和空间探测自主技术的发展现状,分析了空间小型堆的自主控制需求,然后阐释了自主控制及核反应堆近自主控制的内涵。最后基于空间堆的运行特点,给出小型堆近自主控制分层体系结构的组成元素,并进一步建立了融合决策层和功能层的小型堆多智能体自主控制体系结构。 展开更多
关键词 小型模块化反应堆 自主控制 深空探测 多智能体
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小型模块式轻水堆燃料组件临界热流密度研究进展
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作者 解衡 朱淦 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第S02期320-331,共12页
小型模块化反应堆(SMR)在“双碳”大背景下具有广阔的应用前景,对实现能源低碳化转型和能源技术变革等方面具有重要意义。它与常规轻水堆(压水堆和沸水堆)相比堆芯设计差异大,主要表现在小型堆运行功率低、压力低、流速低、堆芯高度低... 小型模块化反应堆(SMR)在“双碳”大背景下具有广阔的应用前景,对实现能源低碳化转型和能源技术变革等方面具有重要意义。它与常规轻水堆(压水堆和沸水堆)相比堆芯设计差异大,主要表现在小型堆运行功率低、压力低、流速低、堆芯高度低以及功率分布更畸形等,从而导致水冷SMR燃料组件临界热流密度(CHF)研究面临更多难点和挑战。本文综述了CHF机理模型研究、经验关系式研究、子通道分析程序开发等三个方面的发展现状,分析了小型模块式轻水堆CHF研究的特点和难点,并以清华大学研发的一体化全功率自然循环小型压水堆NHR200-Ⅱ为例,介绍了其临界热流密度分析的关键方法研究。 展开更多
关键词 小型模块化反应堆 NHR200-Ⅱ燃料组件 临界热流密度试验设计准则 临界热流密度预测方法 临界热流密度机理
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小型模块化快堆中含铪控制棒的设计与分析
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作者 郭辉 冯快源 顾汉洋 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第8期1464-1471,共8页
快堆一般采用以碳化硼(B_(4)C)为吸收剂的控制棒进行反应性控制。小型模块化快堆中子泄漏率较大,增殖能力偏弱,单位燃耗反应性损失较大。模块化反应堆运行周期较长,且需要紧凑型堆芯设计,控制棒数量有限。因此,小型模块化快堆需要高10 ... 快堆一般采用以碳化硼(B_(4)C)为吸收剂的控制棒进行反应性控制。小型模块化快堆中子泄漏率较大,增殖能力偏弱,单位燃耗反应性损失较大。模块化反应堆运行周期较长,且需要紧凑型堆芯设计,控制棒数量有限。因此,小型模块化快堆需要高10 B富集度的B_(4)C进行反应性控制。由于吸收剂燃耗深、功率密度高且导热能力受辐照削弱严重,B_(4)C的安全使用寿命有限。本文通过对比硼化铪(HfB_(2))、氢化铪(HfH_(1.62))和传统B_(4)C为吸收剂的控制棒的反应性价值、堆芯功率分布、堆芯反应性反馈系数、控制棒温度裕度与吸收剂燃耗深度,发现HfB 2有更高的安全裕度和更长的安全使用寿命。HfH_(1.62)控制棒略微改善了功率分布,但其高温氢气解离问题有待进一步研究。 展开更多
关键词 小型模块化反应堆 快堆 控制棒
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国际可移动小型堆开发与运输安全研究现状
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作者 孙洪超 李国强 +6 位作者 王鹏毅 孟东原 王长武 王智鹏 庄大杰 孙树堂 张建岗 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2024年第3期210-216,共7页
可移动小型堆(TNPPS)作为小型模块化反应堆(SMR)的一种(一般指30 MW以下的SMR),当通过陆路、海运等方式运输后在运输工具上或者从运输工具卸载后能够运行和产生电能,可以满足偏远、局部区域的供热、用电需求,引起了各国的重视。本文简... 可移动小型堆(TNPPS)作为小型模块化反应堆(SMR)的一种(一般指30 MW以下的SMR),当通过陆路、海运等方式运输后在运输工具上或者从运输工具卸载后能够运行和产生电能,可以满足偏远、局部区域的供热、用电需求,引起了各国的重视。本文简要介绍了国际可移动小型堆发展现状,重点对国际上不同类型可移动小型堆的特点、可移动小型堆发展面临的问题和挑战进行总结,并重点讨论了可移动小型堆运输安全相关问题及对策建议。 展开更多
关键词 小型模块化反应堆 可移动小型 运输安全 安全监管
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国际原子能机构SMR监管论坛及NHSI合作会议召开
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《辐射防护》 北大核心 2025年第3期228-228,共1页
国际原子能机构(IAEA)于近日召开小型模块化反应堆(SMR)监管机构论坛和核能协调与标准化倡议(NHSI)监管轨道监管合作工具包工作组会议,来自中国、美国、法国、英国、加拿大、俄罗斯等国家的监管机构代表参会。
关键词 小型模块化反应堆 监管机构论坛 核能协调与标准倡议
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氮化铀(UN)粉末合成工艺分析 被引量:2
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作者 孙永菊 陈建伟 +3 位作者 梅华平 刘静 李桃生 吴庆生 《材料导报》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第19期19036-19040,共5页
氮化铀(UN)核燃料具有铀原子密度高、熔点高、导热性好、耐辐照、良好的液态金属相容性等特点,被认为是小型模块化反应堆及事故容错燃料的重要候选燃料。相对氧化铀核燃料,氮化铀燃料合成工艺复杂,制造及保存难度高,并且其性能随着合成... 氮化铀(UN)核燃料具有铀原子密度高、熔点高、导热性好、耐辐照、良好的液态金属相容性等特点,被认为是小型模块化反应堆及事故容错燃料的重要候选燃料。相对氧化铀核燃料,氮化铀燃料合成工艺复杂,制造及保存难度高,并且其性能随着合成工艺不同而有所差异,进而影响其在反应堆的服役性能。本文主要介绍了碳热还原氮化路线、金属氮化路线、铀氟铵化合物氮化路线、溶胶-凝胶法4种氮化铀合成工艺,并对各方法的原理、研究现状、优缺点等进行了分析,以期为氮化铀合成工艺发展提供参考。 展开更多
关键词 核燃料 小型模块化反应堆 事故容错燃料 合成工艺
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“玲龙一号”小堆堆芯与安全设计
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作者 宋丹戎 曾畅 +4 位作者 秦冬 党高健 张斌 鲜麟 向宏志 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第5期973-979,共7页
“玲龙一号”(ACP100)作为一款多用途小型模块化反应堆,是我国核电技术自主研发的标志性成果。“玲龙一号”在研发过程、堆芯和安全设计中的关键技术,主要涵盖堆芯核设计、热工水力设计、安全设计理念、固有安全设计、事故应对策略等,... “玲龙一号”(ACP100)作为一款多用途小型模块化反应堆,是我国核电技术自主研发的标志性成果。“玲龙一号”在研发过程、堆芯和安全设计中的关键技术,主要涵盖堆芯核设计、热工水力设计、安全设计理念、固有安全设计、事故应对策略等,通过引入“全非能动”的安全设计理念,同时融合确定论与概率论的分析方法,大幅提升了“玲龙一号”的安全性,全面满足并超越了三代核电安全标准。 展开更多
关键词 “玲龙一号” 小型模块化反应堆 堆芯设计 安全设计
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海洋核动力装备国内外发展现况与前景展望 被引量:9
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作者 郑洁 余凡 +3 位作者 朱军民 柳存根 王欣月 朱英富 《中国工程科学》 CSCD 北大核心 2023年第3期62-73,共12页
海洋核动力装备是解决深远海资源开发中持久动力能源供给、海洋领域“碳减排”等问题的重要支撑。我国作为核电大国、海洋大国,虽然在核工业和海洋装备产业领域具有较好的优势基础,但在民用海洋核动力装备领域尚未实现“从零到一”的突... 海洋核动力装备是解决深远海资源开发中持久动力能源供给、海洋领域“碳减排”等问题的重要支撑。我国作为核电大国、海洋大国,虽然在核工业和海洋装备产业领域具有较好的优势基础,但在民用海洋核动力装备领域尚未实现“从零到一”的突破。本文基于对国内外海洋核动力装备发展实践研究,总结了海洋核动力装备的优势特性和技术策源,分析了未来海洋核动力装备发展的应用场景和主要趋势,厘清了我国发展海洋核动力装备的战略需求与问题,并提出了相关发展建议。研究认为海洋核动力装备总体呈现由军用向民用拓展、由陆地向海洋拓展的发展趋势,技术策源以紧凑型和一体化压水堆为主,装备类型近期将聚焦于海上浮动核电站和核动力破冰船。研究建议,通过顶层规划明确我国海洋核动力装备发展的重点应用场景,通过建立示范工程形成与发展需求相匹配的法规标准和监管制度等措施,突破海洋堆系统建造和核动力平台总装建造等方面的关键技术,推动海洋核动力装备高质量发展。 展开更多
关键词 海洋核动力装备 小型模块化反应堆 压水堆 核动力船舶 海上浮动核电站
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先进核能技术发展与展望 被引量:34
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作者 荣健 刘展 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第9期1638-1643,共6页
核能作为清洁、低碳、安全、高效的基荷能源,在应对全球气候变化中起到积极的正面作用。福岛核事故后,国际社会对核能安全性提出了新的、更高的要求;同时在开放的电力市场环境中,核能的大力发展又受制于经济性和环保等方面的因素。世界... 核能作为清洁、低碳、安全、高效的基荷能源,在应对全球气候变化中起到积极的正面作用。福岛核事故后,国际社会对核能安全性提出了新的、更高的要求;同时在开放的电力市场环境中,核能的大力发展又受制于经济性和环保等方面的因素。世界核能界正探索和开发新一代先进核能技术,以期解决核能发展的相关问题。本文调研了国际组织和主要核能强国的先进核能技术的发展情况,介绍我国先进核能技术的发展,浅析未来先进核能技术的发展趋势、重点发展方向和共性技术。 展开更多
关键词 先进核能技术 小型模块化反应堆 低碳智慧能源系统 核能与可再生能源混合系统 4代堆
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WSMR非能动安全系统在全厂断电事故下的事故缓解能力分析
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作者 陈钧 缪惠芳 +1 位作者 李卓成 石兴伟 《厦门大学学报(自然科学版)》 CAS CSCD 北大核心 2019年第6期864-872,共9页
先进的小型模块化反应堆(简称小堆)设计广泛地采用一体化结构设计与非能动安全理念,使小堆固有安全性显著提升.然而,在实现小堆广泛商用化之前,需要对其安全性进行全面评估.该研究利用严重事故分析程序MELCOR,对WSMR(Westinghouse small... 先进的小型模块化反应堆(简称小堆)设计广泛地采用一体化结构设计与非能动安全理念,使小堆固有安全性显著提升.然而,在实现小堆广泛商用化之前,需要对其安全性进行全面评估.该研究利用严重事故分析程序MELCOR,对WSMR(Westinghouse small modular reactor)进行建模,以全厂断电事故为基础事故序列,分析了全厂断电事故在WSMR中的事故进程;同时对非能动安全系统在全厂断电事故下的缓解能力进行了研究,其中着重探讨堆芯补水箱的事故缓解作用,并针对堆芯补水箱的有效运行数量与启用时间进行了敏感性分析.研究结果表明:全厂断电事故会导致堆芯冷却能力下降,从而造成堆芯坍塌失效;而堆芯补水箱能够为反应堆提供额外的冷却剂,且利用余热移除热交换器将堆芯余热移至外部最终热阱水箱中,从而保证堆芯的长期冷却.相关敏感性分析结果表明:在其他非能动安全设施全部失效的情况下,至少需要2个正常运行的堆芯补水箱才能有效缓解事故;在堆芯补水箱启动失败的情况下,若考虑重新启用堆芯补水箱,重启时间应不晚于52.5 ks才能避免堆芯结构损坏.该研究结果可为相关小堆的严重事故管理导则的制定和改进提供参考,从而增强对全厂断电事故的应对能力,同时有利于提升模块化小堆非能动安全系统的事故缓解能力. 展开更多
关键词 西屋小型模块化反应堆 全厂断电 非能动安全系统 堆芯补水箱
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