摘要：一、非能动安全概念 核电站的安全设计有能动与非能动之分。其区别在于是否依赖外界的电能、信号或推动力。非能动设施(包括设备和系统)没有这种依赖性。它们不会因失去外界动力或无人操作而失效。非能动设施的功能依靠状态的变化、储能的消耗或自我动作来实现。它们可能经受压力、温度、辐射、液位和流量的变化。就非能动而言,又可根据其程度上的差别分为三种。第一种,除不需要外动力外,既无移动工质。

摘要：AC-600概念设计的研究重点包括堆芯、非能动安全系统及简化系统。本文讨论 AC-600自然循环能力、LOCA 或全厂断电期间,非能动安全系统的性能,也初步讨论了 AC-600对过剩反应性及热工水力瞬态的非能动限制。

摘要：本文根据非能动安全壳冷却系统排热机理，以安全壳内部大气压力和温度为边界条件，编写PCS—FT程序模拟钢安全壳内外的传热过程和环形空间大气的自然循环流动．并通过与WGOTHIC程序对APl000核电厂安全壳某事故工况的计算结果相比较，验证了程序的可信性。使用PCS—FT程序并采用保守的假设估算非能动安全壳外液膜温度．评价不同设计及工况参数对液膜温度的影响和液膜沸腾的可能性．讨论了液膜稳定的条件以及WGOTHIC程序液膜传热模型用于堆芯功率更高、安全壳尺寸更大的先进非能动核电厂安全壳分析的适宜性。

摘要：热管冷却反应堆采用固态反应堆设计理念,通过热管非能动方式导出堆芯热量。本文总结了热管冷却反应堆的概念初创、积极探索、重大突破的发展历程;分析了热管冷却反应堆的技术特点,包括固态属性、固有安全性高、运行特性简单、易于模块化与易扩展和运输特性良好等核心优势;归纳了热管冷却反应堆中热管性能、材料工艺、能量转换等技术现状,并提出热管冷却反应堆进一步发展将面临的材料、制造工艺、运行可维护性等挑战,从而明确了热管冷却反应堆未来的发展趋势,为革新型热管冷却反应堆技术的发展与应用提供良好的方向指引。总体而言,热管冷却反应堆在深空探测与推进、陆基核电源、深海潜航探索等场景中具有广阔的应用前景,有可能成为改变未来核动力格局的颠覆性技术之一。

摘要：破口事故是压水堆最为关注的一类重要事故,其失水量与事故后果严重程度密切相关。NHR-200Ⅱ是由清华大学核能与新能源技术研究院经过多年研究和不断改进,设计的一种全功率自然循环低温供热反应堆,其设计中采用了多种先进的非能动和固有安全设计。本研究针对NHR-200Ⅱ反应堆,选取后果最为严重的控制棒引水管断裂且无法隔离事故,利用系统热工瞬态分析程序对事故过程进行了模拟和分析。结果表明,即使在最严重的破口失水事故下,NHR-200Ⅱ主回路中剩余的冷却剂始终能覆盖反应堆堆芯,并有效通过非能动余热载出系统带走堆芯热量,从而保证反应堆堆芯不会因裸露造成烧毁,这表明NHR-200Ⅱ具有很好的安全特性。

摘要：以三代核电技术"华龙一号"二次侧非能动余热排出系统(PRS)为研究对象,对RELAP程序用于PRS分析的适用性进行论证。首先通过关键现象识别和程序功能梳理,定性说明RELAP程序相关数理模型能够满足PRS分析的需求;同时通过修改RELAP程序水平/竖直管内蒸汽冷凝相关换热模型并与PRS实验台架结果进行对比,定量评价相关模型的适用性。在上述工作基础上,使用RELAP程序分析全厂断电(SBO)工况下PRS投入运行的瞬态过程,结果表明PRS能够建立自然循环并有效排出热量;最后分析了PRS误投入瞬态工况,结果表明PRS误投入工况下反应堆是安全的,PRS的设计满足要求。

摘要：在减少温室气体排放、缓解空气污染的需求背景下,减少化石能源消耗、增加核能在一次能源消耗中的占比,已成为科技界和产业界的共识。清华大学聚焦居民供热、工业蒸汽、海水淡化等需求,同时兼顾偏远地区发电需要,自主研发了能够产生1.6 MPa饱和蒸汽的小型模块化压水堆NHR200-Ⅱ。该堆采用一体化布置、全功率自然循环、自稳压、非能动安全的设计理念,设有中间隔离回路,可实际消除大规模放射性释放、技术上无需采取场外应急措施,可贴近城市周边和最终用户建设;同时,系统设计简化、运行操纵简单、放射性废物量少,保障了该技术具有经济竞争力。经过试验堆建设和30余年的持续攻关,该技术已具备示范应用条件。

摘要：为进一步提高反应堆经济性,发展大功率反应堆成为一个重要趋势。我国引进的AP1000非能动反应堆技术为两环路设计,本文通过增加一个环路,并考虑堆芯、安全设施的相应变更,给出了一种三环路大功率非能动反应堆初步方案,并应用RELAP5系统程序建立了相应计算模型,开展了稳态满功率工况及典型LOCA序列的计算。本文给出了典型事故下的事故序列与动态响应曲线,初步说明了三环路非能动反应堆的可行性。

摘要：针对非能动水箱在超设计基准事故(BDBA)下的安全性能,基于先进堆芯冷却机理试验(ACME)台架开展了非能动余热排出系统(PRHR)热交换器(HX)入口管线破口失水试验,本文结合试验结果分析了堆芯补水箱(CMT)、安全壳内置换料水箱(IRWST)等非能动水箱在失水事故(LOCA)中的作用及其关键参数变化特点,研究了非能动水箱内的主要热工水力现象。结果表明,ACME台架PRHR HX入口管线破口失水试验再现了非能动核电厂小破口失水事故(SBLOCA)中自然循环、自动卸压喷放和IRWST安注等阶段的瞬态过程,CMT、安注箱(ACC)和IRWST等非能动水箱按照预期响应并投运;事故期间CMT内会出现明显的冷热水置换与分层过程,随着重力排水和蒸汽冷凝过程,CMT壁面温度先升高后降低,其内壁面温度变化最为剧烈;PRHR管线破口时,自动卸压阶段喷放出的蒸汽及其冷凝效应是影响IRWST水温的主要因素,沿水平方向水箱内温度差异不显著,沿竖直方向存在明显的冷热分层。

摘要：本文评述了 AP-600的开发目标、设计特点、经济效益和发展前景。AP-600是目前世界上正在开发的90年代中型先进压水堆的典范。