摘要：本文综述目前轻水堆技术发展情况,包括轻水堆技术改进的方向,先进轻水堆的设计,各国轻水堆技术的研究和发展。

摘要：非能动余热排出系统是核电站堆芯安全性的重要保障,为优化钠冷堆余热排出系统的热工设计方法,明确环境温度及空气冷却器结构变化对余热排出系统的影响。在考虑拔风烟囱自然循环影响的情况下建立完整的钠冷堆非能动传热模型,得到通用的余热排出系统通风量方程,并基于流动平衡和能量平衡对一定设计传热量的余热排出系统进行流程优化并分析环境温度、烟囱高度及翅高变化对系统热力参数的影响规律。结果显示,系统的总驱动压和总传热系数随着环境温度升高逐渐减小,且环境温度对驱动压力的影响更为明显;拔风烟囱高度增加,系统总驱动压和总传热系数均增大,且增大趋势不断变缓,存在设计最优值;翅片管翅片高度减小,系统总传热系数及单位压降传热系数大幅增加,对系统的传热性能影响明显。

摘要：以核电厂事故为例叙述了核电厂安全运行对策研究的重要性 ;介绍了代表新一代先进反应堆的非能动安全系统设计原则和针对人因差错应采取的管理和培训对策。

摘要：介绍了壳式核供热堆几种安全壳的设计特点。根据核供热堆的实践和该堆安全壳功能的分析比较， 提出了取消“紧贴式”钢安全壳、采用大容积砼壳作为第三道安全屏障的可能性。

摘要：具有非能动安全特点的小型简化沸水堆核电站（ＳＢＷＲ）是新一代核电站中能较快进入商业应用的一种重要堆型，近十多年来在国际上得到了广泛深入的研究。本文全面介绍了ＳＢＷＲ在世界各国发展的状况，包括美国ＧＥ公司，日本Ｈｉｔａｃｈｉ公司，日本Ｔｏｓｈｉｂａ公司，德国Ｓｉｍｅｎｓ公司提出的四种主要的ＳＢＷＲ设计，对其特点进行了分析和总结。

摘要：“九五”期间,我国开展了对先进压水堆核电站关键技术的研究和攻关。研究的领域涉及到核电站的安全性、经济性、建造和运行等方面的内容,开设了工程设计技术、先进反应堆设计技术、数字化仪表与控制系统、非能动安全系统和核电站工程及信息管理技术等5个研究课题。在此期间,许多研究成果已经用于工程,收到很好效果。“九五”先进压水堆核电站关键技术研究对我国新一代压水堆核电机组的开发和科研打下了坚实基础。

摘要：本文采用严重事故一体化分析软件MAAP4(Modular Accident Analysis Program)对百万千瓦级压水堆进行分析,选取一回路大破口严重事故进行仿真,获得了该事故工况下核电厂关键参数的瞬态特性,与RELAP5计算结果进行了对比验证。在分析MAAP4模型的基础之上,进一步仿真该电站大破口事故后期进程,截取压力边界内外参数进行评估。分析结果表明:MAAP4在仿真安全壳和氢气分布上,预测事故结果置信度高,其中模拟的安全防护设计能够有效缓解事故进程,满足一般核电厂的安全评估要求,对概率安全评价(PSA)具有一定的参考意义。

摘要：文中简要介绍了最近两年来有关水冷反应堆先进技术国际交流情况.同时还介绍了瑞典PIUS、美国 AP-600和 PIUS/BWR、苏联 VVER 和日本 ABWR 等堆型中采用的先进技术。

摘要：基于当前各类能源技术基础和核电技术发展水平判断,核能是社会清洁低碳转型与可持续发展的重要支撑,高安全高可靠性的大型先进压水堆核电机组是未来30年内的主力机型。本文围绕大型先进压水堆核电站国家科技重大专项所面临的重大挑战,主要阐述了通过解决“高功率核燃料冷却难”“超高温熔融物滞留难”和“高温高压高放射性包容难”三大关键技术难题,来保证从设计上消除大规模放射性释放可能性或进一步降低核电批量化建设的核安全风险。

摘要：为了研究先进水堆非能动堆芯应急冷却系统中各主要设备的行为和系统性能,中国核动力研究设计院在AC-600全压堆芯补水箱补水性能实验装置的基础上建成了非能动堆芯应急冷却系统试验装置.在该试验货装置上,根据不同的冷端破口直径、不同的压力平衡管和不同的自动卸压系统操作逻辑进行了一系列试验,试验结果表明,不同的试验条件下,非能动堆芯应急冷却系统能够对堆芯进行冷却。