第四代反应堆安全分析程序研究现状及发展
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- 英文论文题名：The status and development of security analysis programs in generation Ⅳ reactors
- 论文作者：李远山 ; 靖剑平 ; 毕金生 ; 左嘉旭
- 英文论文作者：LI Yuan-shan ; JING Jian-ping ; BI Jin-sheng ; ZUO Jia-xu ; Nuclear and Radiation Safety Center ; MEP
- 年：2015
- 作者机构：环境保护部核与辐射安全中心;
- 论文关键词：第四代反应堆 ; 安全分析程序 ; 核安全审评
- 英文论文关键词：Generation Ⅳ reactor ; security analysis programs ; nuclear safety review
- 会议召开时间：2015-09-21
- 会议录名称：中国核科学技术进展报告（第四卷）——中国核学会2015年学术年会论文集第10册（核安全分卷）
- 语种：中文
- 分类号：TL364
- 学会代码：EGVD
- 会议名称：中国核学会2015年学术年会
- 会议地点：中国四川绵阳
- 主办单位：中国核学会
- 学会名称：中国核学会
- 页数：6
- 文件大小：354k
- 原文格式：O
- 会议级别：全国
摘要
通过介绍国内外第四代反应堆的发展现状,重点分析了我国高温气冷堆、钠冷快堆和钍基熔盐堆所使用的安全分析程序及其验证工作,阐述了我国核安全审评工作现状,并指出了面临的困难和挑战,最后对我国开展第四代反应堆程序适用性评价及独立校核计算提出发展建议。
This paper introduces the development of Generation IV reactors in the world,especially on the security analysis codes used in HTP-PM,CEFR and PB-FHR reactors,mades explanation on the verification process of the codes,at the same time,summaries the status and development of the nuclear safety review in China.At last,the difficulties and challenges related to nuclear safety review are pointed out,reviews and suggestions related to the V&V of Generation Ⅳ reactors' codes and independent checking calculation are also given in this paper.
This paper introduces the development of Generation IV reactors in the world,especially on the security analysis codes used in HTP-PM,CEFR and PB-FHR reactors,mades explanation on the verification process of the codes,at the same time,summaries the status and development of the nuclear safety review in China.At last,the difficulties and challenges related to nuclear safety review are pointed out,reviews and suggestions related to the V&V of Generation Ⅳ reactors' codes and independent checking calculation are also given in this paper.
引文
[1]郭承站.我国核与辐射安全监管现状及对策[J].核安全2013,21(1):1-14.
[2]核安全与放射性污染防治“十二五”规划及2020年远景目标[R].环境保护部(国家核安全局),2012.
[3]左嘉旭,张春明.熔盐堆的安全性介绍[J].核安全,2011,3:73-77.
[4]徐銤.中国实验快堆的安全特性[J].核科学与工程,2011,31(2):116-126.
[5]中国实验快堆最终安全分析报告.第16章[R].中国原子能科学研究院,2008.
[6]中国实验快堆最终安全分析报告.第4章[R].中国原子能科学研究院,2008.
[7]华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程初步安全分析报告.第16章[R].华能山东石岛湾核电有限公司,2008.
[8]华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程初步安全分析报告.第4章[R].华能山东石岛湾核电有限公司,2008.
[9]秋穗正,张大林,苏光辉,等.新概念熔盐堆的固有安全性及相关关键问题研究[J].原子能科学技术,2009(43):64-75.
[10]JAMES A L.The Fourth Generation of Nuclear Power.Progress in Nuclear Energy[R],2002,40(3-4):301-307.
[11]靖剑平,张春明,陈妍,等.浅谈核电领域中的热工水力分析程序[J].核安全,2012.
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[7]华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程初步安全分析报告.第16章[R].华能山东石岛湾核电有限公司,2008.
[8]华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程初步安全分析报告.第4章[R].华能山东石岛湾核电有限公司,2008.
[9]秋穗正,张大林,苏光辉,等.新概念熔盐堆的固有安全性及相关关键问题研究[J].原子能科学技术,2009(43):64-75.
[10]JAMES A L.The Fourth Generation of Nuclear Power.Progress in Nuclear Energy[R],2002,40(3-4):301-307.
[11]靖剑平,张春明,陈妍,等.浅谈核电领域中的热工水力分析程序[J].核安全,2012.