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期刊论文 421

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2007 17

2006 8

2005 5

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关键词

核能 7

医院中子照射器I型堆 6

安全 5

安全性 5

质量安全 5

事故预防 3

医院中子照射器 3

压水堆 3

可持续性 3

安全系数 3

MCNP 2

先进反应堆 2

农产品 2

发展战略 2

可持续发展 2

核安全 2

核电厂 2

核电站 2

燃耗 2

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检索范围：

排序：展示方式：

An old issue and a new challenge for nuclear reactor safety

F. D’AURIA

《能源前沿（英文）》 2021年第15卷第4期页码 854-859 doi: 10.1007/s11708-021-0729-0

摘要： Nuclear reactor safety (NRS) and the branch accident analysis (AA) constitute proven technologies: these are based on, among the other things, long lasting research and operational experience in the area of water cooled nuclear reactors (WCNR). Large break loss of coolant accident (LBLOCA) has been, so far, the orienting scenario within AA and a basis for the design of reactors. An incomplete vision for those technologies during the last few years is as follows: Progress in fundamentals was stagnant, namely in those countries where the WCNR were designed. Weaknesses became evident, noticeably in relation to nuclear fuel under high burn-up. Best estimate plus uncertainty (BEPU) techniques were perfected and available for application. Electronic and informatics systems were in extensive use and their impact in case of accident becomes more and more un-checked (however, quite irrelevant in case of LBLOCA). The time delay between technological discoveries and applications was becoming longer. The present paper deals with the LBLOCA that is inserted into the above context. Key conclusion is that regulations need suitable modification, rather than lowering the importance and the role of LBLOCA. Moreover, strengths of emergency core cooling system (ECCS) and containment need a tight link.

关键词： large break loss of coolant accident (LBLOCA) nuclear reactor safety (NRS) licensing perspectives basis for design of water cooled nuclear reactors (WCNR)

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A perspective of “Nuclear Hot Spring” for long-term sustainable economy of the world

Yingzhong LU

《能源前沿（英文）》 2011年第5卷第4期页码 349-357 doi: 10.1007/s11708-011-0168-4

摘要： The rapid growth of human economy in the late 20th century gave rise to great concern over sustainability of the world. A pessimistic “Full World Model” forecasts that human economy could not develop further. The nuclear fission (and fusion later), however, could release huge amount of energy to create sufficient useful material resources and turn the said pessimistic modelinto a new optimistic “Sustainable World Model”.The dilemma of nuclear energy (Military Giant vs. Civil Dwarf) jeopardizes its performance as a “Technologic Fixer”. According to Mother Nature’s teachings, the elimination of the root-causes of the design-based risk factors could solve this problem. Recent technology break-through from inherent safety to natural safety has been made in China. The proposed full-power natural circulation “Nuclear Hot Spring (NHS)” reactor could operate solely on natural forces without complex man-made coolant circulation equipment and human-operated control systems. The cheap, unlimited supply of energy from nuclear energy could change the geopolitics forever, and finally eliminate the root-causes of most international and regional conflicts.

关键词： natural safety reactor full power natural circulation sustainable world economy

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HPR1000：具备能动与非能动安全性的先进压水堆 Review

邢继,宋代勇,吴宇翔

《工程（英文）》 2016年第2卷第1期页码 79-87 doi: 10.1016/J.ENG.2016.01.017

摘要：

HPR1000是具有能动与非能动安全性的先进核电站。它是基于现有压水堆核电站成熟技术的渐进式设计，融合了包括采用177组CF3先进燃料组件的堆芯能动与非能动安全系统、全面的严重事故预防与缓解措施、强化的外部事件防护能力和改进的应急响应能力在内的先进设计特征。针对关键的自主创新技术，如非能动系统、堆芯和主设备，研究人员已经开展了充分的试验验证。 HPR1000的设计满足国际上对先进轻水堆的用户要求以及最新的核安全要求，并且考虑了福岛事故的经验反馈。基于其出色的安全性与经济性，HPR1000为国内与国际核电市场提供了卓越可行的解决方案。

关键词： HPR1000 能动与非能动安全性先进核动力堆(先进压水堆)

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中国新一代核能核燃料总体发展战略研究

李冠兴,周邦新,肖岷,焦拥军,任忠鸣

《中国工程科学》 2019年第21卷第1期页码 6-11 doi: 10.15302/J-SSCAE-2019.01.002

摘要：

本文深入分析和研究了国内外压水堆燃料和材料技术，快堆及其他先进堆燃料技术以及核燃料循环相关材料技术发展的现状和趋势，提出了我国压水堆、快堆及其他先进堆核燃料与材料，以及核燃料循环材料发展的目标、发展路线图和重点任务。压水堆是我国21世纪相当长时间内核能发电及能源结构转型的主力堆型。作为压水堆发展重要支撑的核燃料及材料基本实现了国产化，但还没有实现品牌自主化。我国的快堆及快堆核燃料发展面临机遇和挑战，核燃料循环产业面临重大历史性发展机遇和巨大挑战。最后对我国的压水堆、快堆、其他先进堆型核燃料及材料，以及我国核燃料循环材料的发展提出了建议。

关键词：核燃料核材料轻水堆压水堆快堆燃料循环

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我国核安全技术发展战略研究

彭述明,夏佳文,王毅韧,彭现科,黄洪文,郑春,丁文杰

《中国工程科学》 2021年第23卷第3期页码 113-119 doi: 10.15302/J-SSCAE-2021.03.017

摘要：

核安全是国家安全体系的重要组成部分，是发展核事业的前提、基础和生命线。先进可靠的核安全技术是保持并提高本质安全的基石，开展核安全技术战略研究对于建设核科技强国意义重大。本文采用“总 – 分 – 凝 – 综”的思路，通过院士访谈、实地调研、会议研讨、资料调研等多种途径，对我国核安全技术体系展开深入研究。结果表明：在总体国家安全观和核安全观的指引下，近年来我国核安全技术进展明显，核安全业绩良好；但也面临核安全标准体系建设有待深化、核安全软件研发统筹不足、核安全高精尖装备受制于人等瓶颈问题。为持续推进核安全治理体系与治理能力现代化，实现核大国向核强国的历史性跨越，建议进一步完善核安全标准体系；统筹资源、集中攻关，推进自主化核安全软件高质量发展；强化“政、产、学、研、用”结合，解决高端核安全装备“卡脖子”问题。

关键词：核安全技术标准体系核安全软件核安全装备

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核电先进堆型与我国核电发展

胡亚蕾

《中国工程科学》 2005年第7卷第11期页码 98-102

摘要：

介绍了核电堆型发展的四个阶段和第一、二代核电堆型的发展历史；论述了第三代先进堆型的发展、设计特点和第四代先进堆的开发目标。

关键词：核电先进堆型中国核电

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核电站核安全相关结构基于性能指标的抗震概率设计评估方法探究

陈矛,卢实

《中国工程科学》 2013年第15卷第4期页码 57-61

摘要：

本文介绍了美国核电站基于性能指标的核安全相关抗震概率设计方法（performance-based method，PBM）的发展，较为系统地对PBM方法进行了阐述和讨论。在目前的研究成果和现有的规范标准归纳和总结的基础上，阐明了PBM的主要内容，其中包括：根据不同的性能要求对系统、结构和部件进行分级；确定系统、结构或部件的性能要求指标；确定基于概率地震危害性评价（PSHA）的地震动输入；系统、结构或部件概率极限值（fragility）计算；保证系统、结构或部件概率极限值有足够的裕度，以达到规定的性能指标5个方面。对PBM的进一步研究和发展提出了建议。

关键词：核电厂核安全系统、结构及部件基于性能抗震概率极限值

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致力项目开发点燃发展引擎——多种核能与核技术新项目开发概要

毛晓明

《中国工程科学》 2012年第14卷第8期页码 14-16

摘要：

作为中国核工程开发海外市场的旗舰，中原对外工程有限公司将项目开发作为发展引擎，在百万千瓦级核电项目开发、研究性核反应堆项目开发、多功能医院中子照射器开发研究及多用途模块式小型反应堆项目开发工作中不懈努力，为和平利用核能、核技术做出贡献。

关键词：百万千瓦级核电项目研究性核反应堆医院中子照射器模块式小型反应堆

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中国核电的可持续发展

赵仁恺

《中国工程科学》 2000年第2卷第10期页码 33-41

摘要：

文章阐述了核能是可持续发展的能源，是我国未来国民经济发展的重要支柱的论点，分析了国际核电发展现状，我国核电发展的方针政策、技术路线、现状以及共同关心的几个问题：铀资源问题、核安全问题、核废料问题和核电国产化问题，展望了我国核电发展的前景，并提出了建议：我国核电站应以现有压水堆核电站为基础，实现国产化、标准化、系列化；快中子增殖堆在我国核电建设中占有十分重要的地位，应大力支持、促进；尽快开始乏燃料后处理厂及其配套设施的建设。

关键词：核能铀资源核安全核废料国产化

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Dynamic simulation of a space gas-cooled reactor power system with a closed Brayton cycle

《能源前沿（英文）》 2021年第15卷第4期页码 916-929 doi: 10.1007/s11708-021-0757-9

摘要： Space nuclear reactor power (SNRP) using a gas-cooled reactor (GCR) and a closed Brayton cycle (CBC) is the ideal choice for future high-power space missions. To investigate the safety characteristics and develop the control strategies for gas-cooled SNRP, transient models for GCR, energy conversion unit, pipes, heat exchangers, pump and heat pipe radiator are established and a system analysis code is developed in this paper. Then, analyses of several operation conditions are performed using this code. In full-power steady-state operation, the core hot spot of 1293 K occurs near the upper part of the core. If 0.4 $ reactivity is introduced into the core, the maximum temperature that the fuel can reach is 2059 K, which is 914 K lower than the fuel melting point. The system finally has the ability to achieve a new steady-state with a higher reactor power. When the GCR is shut down in an emergency, the residual heat of the reactor can be removed through the conduction of the core and radiation heat transfer. The results indicate that the designed GCR is inherently safe owing to its negative reactivity feedback and passive decay heat removal. This paper may provide valuable references for safety design and analysis of the gas-cooled SNRP coupled with CBC.

关键词： gas-cooled space nuclear reactor power closed Brayton cycle system startup and shutdown positive reactivity insertion accident

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中国高温气冷堆制氢发展战略研究

张平,徐景明,石磊,张作义

《中国工程科学》 2019年第21卷第1期页码 20-28 doi: 10.15302/J-SSCAE-2019.01.004

摘要：

核能制氢是一种有应用前景的高效、大规模、无排放的制氢技术，有望在氢气大规模集中供应的场景中起到重要作用。高温气冷堆是最适于核能制氢的堆型，在我国已有几十年的研发基础，目前正在国家科技重大专项支持下建造高温气冷堆示范电站。本文介绍了核能制氢技术的特点和主流的核能制氢工艺包括热化学碘硫循环、混合硫循环和高温蒸汽电解的原理，对国际上核能制氢技术发展现状进行了简要综述，并概述了清华大学在该领域的研发现状。此外对核能制氢的安全性、技术经济评价等问题进行了讨论，在此基础上对与高温气冷堆耦合的制氢技术进行了评价，并以氢气直接还原炼铁为例探讨了高温气冷堆制氢在工业领域的应用前景。最后对我国高温气冷堆制氢技术的发展路线进行了探讨。

关键词：高温气冷堆能制氢热化学循环高温电解技术路线

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PWR-FBR with closed fuel cycle for a sustainable nuclear energy supply in China

XU Mi

《能源前沿（英文）》 2007年第1卷第2期页码 129-134 doi: 10.1007/s11708-007-0016-8

摘要： From the thermal reactor to the fast reactor and then to the fusion reactor; this is the three-step strategy that has been decided for a sustainable nuclear energy supply in China. As the main thermal reactor type, the commercialized development phase of the pressurized water reactor (PWR) has been stepped up. The development of the fast reactor (FBR) is still in the early stage, marked by China experimental fast reactor (CEFR), which is currently under construction. According to the strategy study on the fast reactor development in China, its engineering development will be divided into three steps: the CEFR with a power of 65 MWt/20 MWe; the China prototype fast reactor (CPFR) with a power of 1 500 MWt/600 MWe; and the China demonstration fast reactor (CDFR) with a power of 2 500 3 750 MWt/1 000 1 500 MWe. With regards to the fuel cycle, a 100 t/a PWR spent fuel reprocessing pilot plant and a 500 kg/ a MOX fabrication plant are under construction. A project involving the construction of an industrial reprocessing plant and an MOX fabrication plant are also under application phase.

关键词： reactor development reprocessing MWt/600 demonstration three-step strategy

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行波堆：设计与开发 Review

John Gilleland, Robert Petroski, Kevan Weaver

《工程（英文）》 2016年第2卷第1期页码 88-96 doi: 10.1016/J.ENG.2016.01.024

摘要：

行波堆为一次通过式燃料循环反应堆，其利用堆芯自增殖大大降低了对浓缩和后处理的需求。自增殖将次临界换料燃料转化为新的临界燃料，从而使增殖燃烧波得以扩散。该理念建立在增殖燃烧波和燃料的相对移动的基础上。因此，燃料或增殖燃烧波相对于固定的观察器而言是移动的。行波堆最实用的体现就是能够在将核反应保持在同一位置的同时移动燃料——有时行波堆也被称为“驻波堆”。行波堆能够使用换料铀燃料运行，换料铀燃料包括完全贫化铀、天然铀和低浓缩铀燃料( 即235U含量为5.5 %或更低的燃料)，这些燃料通常在快谱中达不到临界状态。轻水反应堆卸出的乏燃料也可以作为行波堆的换料燃料。上述情况均无需后处理即可实现极高的燃料利用率和燃料废物量的显著降低。当换料燃料为贫化铀时，行波堆的最大优势得以实现，即在启动后，无需浓缩设施，就可维持最先启动的反应堆和一连串后续的反应堆的运行。自2006年起，泰拉能源公司(TerraPower) 与50 多个机构高度协作，开展了概念设计、工程设计和相关技术开发活动，力争到2026年实现将第一个机组投入使用。本文总结了行波堆技术，包括它的发展计划及其进展，分析了行波堆的社会和经济效益。

关键词：核能发电先进反应堆行波堆可持续性

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中法关于核能与环境的联合研究 Feature Article

赵宪庚, 叶其蓁, Sébastien Candel, Dominique Vignon, Robert Guillaumont

《工程（英文）》 2023年第26卷第7期页码 159-172 doi: 10.1016/j.eng.2023.04.011

摘要：

本文聚焦核能的环境影响问题，将解决如下核能发电相关的主要环境问题：①控制正常运行条件下核设施的放射性排放，评估其非放射性环境影响（取水与非放射性水的排放）；②乏燃料与放射性废物的长期管理，主要是通过地质处置库处理的乏燃料或放射性废物；③防止和缓解严重核事故以及核事故的放射性释放；④改善核安全水平，以限制核能的环境影响，提升公众的核能接受度。核能的温室气体排放水平非常低，可以根据需求供应大规模、可调度电力，在此方面核能具有独特的优势。在正常运行工况下，核电站每年释放到周围公众的有效辐射剂量可以忽略不计。国际社会已经开展了大量的努力，以确定可持续管理地质处置条件下高放长寿命放射性废物的方法。过去几次严重核事故中获得的经验为核能生产相关的安全问题提供了经验，也促成了重要的安全改进，其中包括反应堆的设计和运行管理方面的改善以及事故管理指导方针的制定等。事实证明，这些经验是非常宝贵的。严重事故的环境风险已经被大幅降低，相关的规约也已经建立起来，以最大限度地减少严重核事故条件下放射性物质的释放，并避免大规模的人员疏散。还需要继续采取措施，改善反应堆的安全性，提升核工业与核监管机构的透明度，以进一步降低核能的环境影响。

关键词：核能环境影响放射性废物管理严重核事故核安全

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核电厂工程结构抗震研究进展

孔宪京,林皋

《中国工程科学》 2013年第15卷第4期页码 62-74

摘要：

当前以及今后相当长一段时期，核电都将是中国积极发展的能源形式之一，保障核电安全是确保核电工程建设顺利实施和安全运营的关键。然而，中国幅员广阔，地质条件差异大，海域自然条件复杂；同时，中国地震活动范围广、强度大、频度高，基于标准化设计的核电工程结构在建设过程中面临着诸多问题。尤其是2011年日本大地震导致的福岛核电事故的教训，对核电工程的抗震安全提出了新的问题。结合大连理工大学十几年来在解决我国核电工程结构抗震安全中的关键问题，以及在“地震作用下核电厂工程结构的功能失效机理及抗震安全评价”研究中所取得若干进展进行综述性介绍，主要包括核岛地基抗震适应性研究和核岛安全相关工程结构抗震防灾研究。

关键词：核电厂地基适应性取排水构筑物安全壳抗震安全评价