【原版论文】高温气冷堆应考虑的石墨慢化剂的设计安全问题

admin · 发表于 2014-10-26 18:23:51

高温气冷堆应考虑的石墨慢化剂的设计安全问题
刘志铭丁亮波
苏州热工研究院有限公司

1 概述

近年来，世界核电站设计技术研发进程加快。继上个世纪90年代第三代先进轻水堆电站相继获得设计认证之后，又有第三代创新型（III+）核电站设计出台，第四代（Gen-IV）核能系统概念设计的研究也在不断深入。先进高温气冷堆核能系统（HTGR/VHTR）在第三代创新型和第四代核能系统中占有重要的地位。新一代核能技术正在朝着更简单、热效率更高、安全性和经济性更好的方向发展。随着未来它们投入商业运行，将会掀起世界核电发展的新浪潮。

高温气冷堆电站，经过长时期的研发，在结构、材料以及反应堆、气透平发电机组的技术性能及核能工艺热应用方面，都有了突破性进展。革新型高温气冷堆电站，实现了反应堆固有安全特性的设计创新，确保了三大安全功能的完整性：即反应性控制、堆芯热量排出、放射性物质包容。

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