乌扎波罗热5号机组全堆芯换装西屋燃料

正【世界核新闻网站2019年12月12日报道】乌克兰国家核电公司(Energoatom) 2019年12月11日宣布,扎波罗热5号机组堆芯已满载西屋公司(Westinghouse)生产的VVER-1000燃料。2018年7月,南乌克兰3号机组成为首座堆芯满载非俄燃料的VVER-1000反应堆。乌国核称,扎波罗热5号机组堆芯已装载163个西屋燃料组件。扎波罗热还有3台机组也在使用西屋燃料:3号和4号机组堆芯均装入了84个西屋组件,1号机组(当前处于定期维护停堆状态)装载了126个西屋组件。     

一体化压水堆型新核电机组

下诺夫戈罗德的下新城机械试验制造局(OKBM)研制的新一代核电站(核电站-NPP、核热电联供电站-NCP、核区域供热电站-NDHP)的设计基础是一体化压水堆，本报告考虑了优化设计方案的趋势，本文讨论了一体化反应堆装置在运行中的诊断、使用和维修问题。介绍了安全分析的结果，包括在假想堆芯熔化的严重事故中，将熔化物保持在反应堆容器和保护容器内的定位问题以及关于确定的电站设计方案实验内容。     

巴西即将首次出口浓缩铀

正【世界核新闻网站2016年6月21日报道】根据巴西原子能工业公司(INB)近日与阿根廷国家原子能委员会(CNEA)子公司阿根廷核燃料公司(Conuar)签署的一份合同,巴西即将进行浓缩铀的首次出口。根据这份合同,巴将向阿出口4吨二氧化铀粉末,以便制造供阿首座Carem模块堆使用的首批堆芯装料。2016年6月20日,巴原公司总裁.Joao Carlos Tupinamba在里约热内卢的美国核学     

基于蒙特卡罗程序的AP1000反应堆堆芯布置方案的模拟

AP1000是美国西屋公司研发的大型压水反应堆,采用先进的非能动安全系统。AP1000反应堆有两种堆芯燃料布置方案:D19和Adv。结合两种设计方案的优点提出了一种新的堆芯燃料布置方案。利用MCNP6(Monte Carlo N-particle 6)程序对D19堆芯和新方案堆芯的首循环进行建模,并主要计算了新堆芯的核设计参数随燃耗的变化。结果表明,新堆芯在首循环寿期内满足AP1000的主要核设计准则。通过大规模并行计算表明,带燃耗计算功能的蒙特卡罗程序MCNP6能够在堆芯设计工作中发挥很好的参考作用。     

中国先进研究堆堆芯容器及堆内构件设计研究

堆芯容器及堆内构件是中国先进研究堆(CARR)中的关键设备之一.经过充分调研和精心设计,解决了CARR堆芯容器及堆内构件结构设计中以下几个方面的技术难点:螺纹连接的防松脱设计,填充体与栅板组件的整体装配设计,控制棒导管的上、下支撑设计和密封结构设计等.目前,堆芯容器及堆内构件在现场已安装完毕,经多项设计试验验证表明,达到了预期设计要求.     

库尔恰托夫研究所成功地进行最后一次大规模堆芯熔化实验

【英国《国际核工程》1999年10月号第33页报道】1999年7月6日,俄罗斯库尔恰托夫研究所成功地进行了最后一次大规模堆芯熔化实验,即Rasplav(俄语:意为熔化)项目。此Rasplav项目旨在研究高温时大量堆芯熔化物的行为。从反应堆容器中逸出这种熔化物可能被认为是最严重的核事故。库尔恰托夫研究所是世界上能进行这种实验的唯一的研究中心。该Rasplav项目是由经济合作与发展组织(OECD)核能机构设立和资助的。通过外部冷却阻止轻水反应堆容器严重事故扩大的概念已被人们认可。这种概念已引起人们很大的关注,因为它可避免严重事故在容器外扩大和…     

加核实验室与企业合作开展小堆燃料研究

正【加拿大核实验室网站2020年2月26日报道】2020年2月26日,加拿大核实验室(CNL)宣布与超安全核公司(USNC)签署合作协议,共同推进微型模块堆(MMR)的商业化,包括探讨在乔克河(Chalk River)建设MMR燃料制造厂的可行性。加核实验室将通过加拿大核能研究倡议(CNRI)提供资助,资助范围包括超安全核公司专有的全陶瓷微囊化(FCM)燃料制造研究,反应堆石墨堆芯辐照计划的编制以及乔克河燃料分析实验室的组建。CNRI于2019年7月启     

启明星1#次临界装置热中子能谱区裂变率分布测量

启明星1#是我国专门为开展加速器驱动次临界系统研究而建立的国际上第1个具有快-热耦合结构的次临界反应堆实验装置。采用MCNP程序对堆芯裂变率分布进行指导性计算,并参考计算结果布置探测片,用固体核径迹探测器测量了堆芯热区裂变率分布。测量结果显示:堆芯有反射层一端的裂变率比无反射层一端的高;轴向加装反射层末端的裂变率明显增大。测量结果对确定热区的裂变功率提供了数据。     

反应堆堆芯容器在泄压冲击波作用下的应力分析

１０ＭＷ高温气冷堆是新一代的模块式高温气冷堆。为了分析其堆芯容器在大破口事故下的安全特性，本文研究了堆芯容器在破口泄压冲击波作用下的动态行为，给出了堆芯容器内外两侧的压差瞬变，以及堆芯容器内的应力瞬变，这些数据可为堆芯容器的安全分析和安全设计提供依据。     

CARR导流箱的设计改进与进展

CARR导流箱是堆本体结构的重要部件,位于堆水池中水面以下约10 m处,主回路冷却剂管道直接与其相连,底部支撑堆芯容器的上端,上盖板组件上固定有19根垂直孔道和2根安全棒导管。     

日本将在2021年启动福岛事故机组堆芯燃料碎片回取作业

<正>【世界核新闻网站2015年6月4日报道】日本核损害赔偿和退役促进公司(NDF)总经理五十岚安治2015年6月3日表示,预计将在2021年启动从福岛第一核电厂事故机组堆芯中回取燃料碎片的工作。在福岛第一核电厂的6台机组中,有3台机组(即1至3号机组)在2011年3月事故中发生堆芯熔毁,从而导致熔融燃料碎片滞留在安全壳底板上。     

三里岛事故中反应堆堆芯熔化达70％

[英国《国际核工程》1986年5月号报道]美国能源部TMI-2机组事故评价计划的管理者Donald Mcpherson在3月11日告诉核管理委员会,在破损的TMI-2反应堆中,堆芯熔化可能达70％。他着重说明这个估计是代表他自己的意见,能源部和TMI-2的所有者通用公用事业公司(GPU)。均尚未得出关于破损的堆芯状态的结论。虽多达70％堆芯可能熔化,但可能只有     

大亚湾核电站堆芯冷却监测系统改造实践

堆芯冷却监测系统(Core Cooling Monitoring System,简称CCMS)用于对压水堆堆芯冷却状态进行监测,属于安全级系统。北京广利核公司采用FirmSys安全级数字化仪控平台产品,对大亚湾核电站CCMS系统进行了数字化改造,以解决原系统可用性降低、堆芯冷却状态算法存在不足、记录功能较弱的问题,同时满足大亚湾核电站事故管理规程从事件导向规程(EOP)向状态导向规程(SOP)过渡的需要。改造后的1#机CCMS系统在2013年11月投入使用,运行稳定可靠。这是国内在役核电厂安全级数字化仪控系统的首次改造,也是国产核级安全级数字化仪控产品FirmSys在国内核电站安全级的首次应用。改造方案可供同类系统改造借鉴。     

铅基全陶瓷微封装弥散燃料堆芯概念设计初步研究

为了充分利用全陶瓷微封装弥散燃料(FCM)的耐事故特性,进一步提高铅基反应堆的安全性,将FCM应用于铅基冷却剂反应堆中,给出了铅基FCM堆芯的初步概念设计,并与传统铅基UO₂燃料堆芯在燃料装量、燃料利用率、能谱及反应性等方面进行了对比分析。对比结果表明,FCM对堆芯能谱有少量的慢化效果,同时需采用高富集度UO₂燃料核芯以保证堆芯235U装量满足能量输出需求,采用FCM堆芯235U装量较UO₂堆芯有相应降低,燃料利用率进一步提高。最后对铅基FCM堆芯布置进行功率展平优化,通过径向FCM相体积分区对堆芯功率进行了展平。计算结果显示,堆芯功率峰因子(F_Q)由2.43降低至1.93,堆芯核焓升因子(FD_H)由1.79降低至1.33。     

秦山核电厂压水堆堆芯功率分布分析

本文简要地讨论了堆芯功率分布分析的目的和意义。详细地分析了影响核电厂压水堆堆芯功率分布的因素,研究了展平功率分布的各种方法。最后得到30万千瓦的秦山电厂堆芯的核功率不均匀系数F_(qq)~N=2.50的核焓升因子F_(△H)~N=1.58。并与国外相近规模核电站PWR的设计功率分布作了比较。     

江苏中海华核环保有限公司

<正>核环保综合服务商About Us江苏中海华核环保有限公司是一家以研发设计、项目总包、先进制造、系统集成、运维服务为一体的国家高新技术企业。企业产品主要包括核电专用机器人、核环保储运容器、放射性废物管理、核设施退役管理和核电供应链管理。公司突破了高放射性环境下机器人控制技术,研制的热室专用主从手、电随手、动力手及配套产品数十种已同步欧洲同类产品质量,研制的供福岛相关项目退役专用机器人     

美国正在考虑核废物深层地质处置的替代方案

【美国《纽约时报》2005年6月5日刊报道】由于美国能源部(DOE)尤卡山项目的进度远远落后于预期,因此美国核工业界和国会正在考虑改变核废物的贮存战略,准备将核废物装入巨大的容器中,然后将容器放置在美国国内几个采取了严格保安措施的专用场区内,贮存数十年时间。这一设想于2005年5月取得了2项进展。美国核管会(NRC)仲裁组于5月24日建议,允许一个由8家电力公司组成的集团——私营燃料贮存公司(PFS)在盐湖城(Salt Lake City)西部印地安人保留地的一个专用场区上贮存4000个废物容器。在同一天,美国众议院投票决定,要求DOE建立类似的贮…     

模块式小型堆非能动堆芯冷却相关系统的联合仿真分析

本文采用Flowmaster软件,针对多用途模块式小型堆(ACP100)的非能动堆芯冷却相关系统,包括非能动堆芯冷却系统(PXS系统)、反应堆冷却剂系统(RCS系统)和自动卸压系统(RDP系统)开展联合仿真分析,建立了系统主要设备(包括堆芯补水箱、蓄压箱、内置换料水箱、RDP系统控制阀、RCS系统主回路、相连管道及其阀门等)的物理模型,分析了非能动堆芯冷却相关系统在小破口(LOCA)事故工况下堆芯安全注入的流量和压力的瞬态变化特性,以验证现有系统的设计满足安全相关的设计要求。     

止回阀对EPR反应堆主泵卡轴事故后果的影响

分析计算欧洲先进压水堆(EPR)反应堆主泵卡轴事故,并对比在主泵出口安装止回阀和没有安装止回阀模型的卡轴事故安全分析.结果表明,在EPR主泵卡轴事故中,止回阀可增加模型堆芯进口流量约4％,有利于堆芯的冷却.止回阀可显著地提高堆芯最小偏离泡核沸腾比(DNBR),降低堆芯偏离泡核沸腾(DNB)份额,降低包壳温度约14℃.模型分析结果表明,在主泵卡轴事故工况下,主泵出口安装止回阀可更好地维持堆芯的完整性.     

SWR1000推向市场

【英国《国际核工程》2003年3月刊报道】 由法马通先进核能公司协同德国电力公司及多个欧洲伙伴——芬兰电力公司(TVO)和芬兰技术研究中心(VTT),瑞士保罗谢勒研究所(PSI),荷兰核研究与咨询组(NRG)和法国电力公司(EDF)共同开发的SWR1000已为商业部署做好了准备。 开发SWR1000(最初由西门子公司设计的先进沸水堆)的主要目标是进一步提高核电厂安全性,取得可与化石燃料电厂竞争的发电成本。 为达到这一目标,发生堆芯损毁的几率要比现役轻水堆进一步降低。此外,电厂设计还必须限制假想堆芯熔化事故对电厂本身造成的后果,这样就无需采取…