日本普贤堆发生放射性冷却剂泄漏

【国际原子能机构《报刊文摘》 1 999年第 1 6 4期报道】　日本核循环开发研究所说 ,日本普贤的一座先进热转换堆从给水泵泄漏出约 50 0升放射性冷却水。然而研究所官员说 ,冷却水没有逸出这台泵所在的汽轮机大厅 ,冷却水的放射性水平低到探测不出来。在确定了这起事故没有对环境造成损害后 ,研究所决定恢复反应堆的运行 ,这座反应堆装机容量为 1 6 5MW。冷却水被认为是在 8月 2 0日晚上 1 0点30分发生泄漏的 ,技术人员正在为恢复运行对反应堆进行调试日本普贤堆发生放射性冷却剂泄漏     

德国菲利普斯堡核电厂的又一座反应堆将停堆

【据因特网 2001年11月21日报道】 德国第二座反应堆停堆。在发生一次故障之后,德国菲利普斯堡核电厂的一座反应堆将于11月23日停堆,停堆时间没有确定。这是该电厂的经营者、Bade-Wuertemberg能源集团(EnBW)宣布的。 EnBW 确认,11月20日在反应堆和汽轮机之间的水管阀门处发现泄漏。 菲利普斯堡核电厂的另外一座反应堆已于10月8日停堆。 10月7日,德国环境部长Juergen Trittin指出,8月25日较小事故发生之后曾发出该电厂的一座反应堆停堆的指令,但是没有被执行。 EnBW集团不久后承认,该电厂两座反应堆中的一座出现人为错误。该电厂的停运…     

美国核管会开始调查塞勒姆核电站的冷却剂丧失事故

【欧洲核学会《核新闻网》 1998年 12月10日报道】　美国正在调查塞勒姆核电站 2号机组 1998年 12月 8日发生的冷却剂丧失事故。该电站是由于公用事业电力与煤气公司运营的。核管理委员会 (NRC)在有关该事故的一篇报告中说 ,反应堆冷却剂过多泄漏是由通向余热排出泵的管道上的一个泄压阀的开启引起的。发现稳压器水面下降时仍有电站工作人员在安全壳内 ,当他们注意到有蒸汽逸出时 ,工人们顺利地离开了安全壳。 3个小时之后该事故被排除。还不清楚该泄压阀为什么在反应堆冷却剂压力略低于其设定值时打开。 NRC说 ,对泄漏数据进行的一次调…     

美国一核电站发生蒸汽泄漏事故

【路透社2000年5月15日美国圣路易斯-澳比斯波电】美国核管会(NRC)表示,5月15日,由于局部电气火灾,加里福里亚州代阿布峡谷1号机组自动停堆,并发生了蒸汽泄漏。NRC表示,泄漏的蒸汽含有少量的放射性,但没有超出联邦的排放限制标准,不会对人们的健康和安全产生影响。在事故中也没有人员受伤。在停堆过程中,反应堆的所有系统都运转正常。美国一核电站发生蒸汽泄漏事故     

阿海珐与乌国核签署合作备忘录

<正>【英国《国际核工程》网站2015年11月5日报道】法国阿海珐集团(Areva)2015年11月4日与乌克兰国家核电公司(Energoatom)签署一份谅解备忘录,双方将在乌核电厂安全升级、延寿和绩效优化等领域加强合作,涉及反应堆维护与检查、停堆期优化、电气系统、安全壳过滤通风系统以及设备与材料的老化管理。乌国核现有15台在运核电机组。这     

美国一座核反应堆事故升级

【欧洲核学会《核新闻网》1999年11月12日报道】美国一座核电站于1999年夏天发生的一起事故已经在国际核事故分级表中被升级定为2级。1999年8月31日,因为一个错误的反应堆保护停堆信号,印第安角2号反应堆在满负荷状态下停堆。一条480伏的安全母线探测到了电压的降低,因此它启动了应急柴油发电机(EDG),以补偿电压的降低。但是,一台EDG的输出继电器很快断开,它的480伏安全母线发生断电。事故的主要后果是停电造成了一台由电机驱动的辅助给水泵停机。这也导致了一节24伏电池的最终放电,该电池是为控制室的报警器提供电力的。许可证持有者公…     

法国三座900MW压水堆压力容器上的导管出现裂纹和泄漏

【法国《解放报》1991年11月15日报道】经检查,人们似乎发现法国运行中的3座900 MW的反应堆压力容器顶盖有裂纹和泄漏,致使比热伊3号和4号堆以及费森海姆1号堆停堆。 1991年9月24日,技术人员对比热伊3号堆进行最终检查时发现异常。该堆自8月起停堆进行运行10年后的检修。检修程序要求对一回路密封进行检查。法国电力公司(EDF)热力和生产部门说:“检查压力为207     

最新的OECD NEA事故停堆统计

【英国《国际核工程》1988年6月号第57页报道】核能机构(NEA)正在致力于收集经济合作和发展组织(OECD)成员国反应堆事故停堆数据。1984—1986年,事故停堆平均约为每堆年3次。OECD NEA 降低反应堆事故停堆频度讨论会于1986年4月14—18日在东京召开,     

刚果非法铀流入黑市

【美国《核新闻》2004年2月刊报道】法国电力公司(EDF)计划改进其反应堆安全壳地坑的过滤器或筛,以避免在一回路发生重大破裂时发生碎屑堵塞地坑的现象。安全壳地坑的作用是在再循环水贮槽(RWST)水量不足的情况下,收集在失水事故中的堆芯冷却水。法国安全主管部门——核安全和辐射防护总局(DGSNR)在2003年10月9日的信函中要求EDF在2003年底前重新评估压水堆安全壳地坑的堵塞风险。作为响应,EDF肯定了在某些严重事故条件下(例如一回路系统管道出现重大破裂),安全壳地坑的过滤筛被碎屑堵塞的可能性。设在反应堆安全壳底部的地坑是用来…     

动态

英国1 999年 3月 6日 ,在位于英国萨福克( Suffolk)的 Sizewell B核电站 ( 1 1 75MWe,PWR型 ) ,发生了一起现场事件 :卸压阀试验中的一个故障导致大约 2 0 t一回路冷却剂泄漏。该反应堆已停堆 2 4 h,卸压阀测试是正常停堆检修的一部分。事故发生后 ,厂方采取了一切必要措施来终止泄漏 ,将该厂恢复到安全状态 ,并负责所有在场人员的安全。值得注意的是 ,需采取妥善措施将 2 0 t受污染的一次回路水进行收集、处理及清洁。水已按当初的设计意图全部限制在安全壳厂房内。　▲挪威挪威自然研究所的科研人员报道了在切尔诺贝利事故后 ,挪威湖…     

美国核电厂风险评估的安全效益（三）

【美国《核新闻》2003年1月刊报道】 委托监管应用 美国核管会(NRC)在监管过程中积累了大量风险知识,并根据从实施概率风险分析(PRA)中获得的这些知识对监管作出了诸多改进。本章将对一些比较重要的风险通报应用进行概要介绍。 ATWS(未能紧急停堆的预期瞬态)规则 ATWS是反应堆事故保护停堆作用失败后的停堆事件。这个不太可能发生的事件将引起反应堆系统的高压,同时产生远远超出反应堆停堆散热能力的衰变热,因此反应堆必须停堆并保持在次临界状态。NRC在1983年发布了ATWS规则(10 CFR 50.62),通过以下措施降低ATWS风险: 降低预…     

主蒸汽管道断裂事故工况下停堆功率对安全壳影响分析

停堆功率水平对主蒸汽管道破口质能释放速率和释放总量影响较大,因此有必要研究分析主蒸汽管道破裂事故工况下停堆功率对安全壳完整性影响,以得到安全壳失效的安全裕度。应用非能动安全壳分析程序,建立了大功率非能动反应堆非能动安全壳冷却系统的热工水力模型,并以主蒸汽管道断裂事故为基准研究对象,研究了不同停堆功率水平下安全壳的响应。分析结果表明,保持设计液膜覆盖率,停堆功率为30%额定功率时安全壳内压力峰值最高;随着壳外液膜覆盖率降低,停堆功率为0%额定功率对应的安全壳内压力峰值增高但安全壳不会失效;干壳时,停堆功率为0%额定功率时安全壳超压失效。     

日本岛根核电厂2003年度运行报告

【日本《每日新闻》2004年5月2日报道】日本中国电力公司最近向岛根县汇报了岛根核电厂2003年度的运行实绩。2003年4月,岛根2号机组(820 MW)反应堆堆芯围板出现裂纹,并连续发生数起故障,因此,其2003年度的设备利用率仅为66.5%,是1989年开始运营以来的最低值。1号机组(460 MW)2003年度的设备利用率为72.1%。中国电力公司称,2号机组2003年度停堆时间长达122天。在从2003年4月开始的定期检修期间,工作人员发现反应堆堆芯围板出现了裂纹,2004年3月,又发生了反应堆安全壳一回路冷却水泄露事故,致使约40多天的发电计划未能实现。1号机组在定期检…     

切尔诺贝利核事故对世界各国核电发展的影响(三)

【日本《原子能快报》1987年4月30日第3页报道】苏联切尔诺贝利发生核事故至今已整一年。出于安全考虑,美国唯一的一座与切尔诺贝利堆型相同的能源部军用钚生产堆“N反应堆”,从去年12月12日停堆。就商业核电站来说,美国认为“美国所选用的堆型是不会发生事故的”,因此,它     

200MW核供热堆的固有安全性

本文分析了200MW核供热堆冷却剂大量丧失的严重事故。事故分析表明:反应堆在发生失水事故时,其动态过程进展缓慢,借助于慢化剂反应性反馈而安全地自动停堆,堆芯始终被水淹没,使得反应堆具有很好的固有安全性。反应堆在失去全部热阱的51.6小时后,堆芯顶部开始裸露,该事故发生频率低于10~(-12)/堆·年。     

美国圣奥诺弗雷核电站发生火灾

【美联社2001年2月5日电】圣奥诺弗雷核电站的发言人表示,圣奥诺弗雷核电站的一个核电机组在重新启动仅12小时后便因火灾事故而停堆,该机组曾因计划的维修和换料而于1月2日停堆。这场发生在电气开关室的火灾于2001年2月3日使反应堆自动停堆。电站电源的一次短路造成了这次火灾,消防员用了近半个小时才把火扑灭。火灾损坏了几台大型设备的机柜和一个外部变压器,但没有造成辐射泄漏和人员伤亡。修理和检查工作将使这座反应堆停堆几周或更长的一段时间。圣奥诺弗雷核电站的另一座反应堆没有受到影响,仍在继续运行。这次事故被定为“非正常事件…     

乌克兰赫梅利尼茨基1号核电机组发生两起核事故

【美国《核子周刊》1996年8月1日刊报道】 乌克兰赫梅利尼茨基1号核电机组7月24日发生2起核事故,其中一起事故使一名工人在核电站的非核部分死亡。据国家核动力委员会Goscomatom说,这座功率为1000 MW的压水堆(VVER-1000型)在4月20日开始的计划维修停堆结束时进行的给水试验期间,从反应堆一回路泄漏的放射性水通过高压氮管道进入了反应堆大厅,污染了大约10米~2的氮储存区。Goscomatom说,当天完成了去污工作,无人接受超剂量照射,也没有场外污染。Goscomatom对《核新闻     

美国科学家认为三里岛核电站二号堆堆芯近于熔化

【《纽约时报》1984年11月8日报道】据美国能源部的一份调查报告说,三里岛核电站2号堆堆芯比人们当初预料的更接近于熔化。铀燃料过热太多时就会熔化。专家们认为,如果这一过程继续下去,反应堆压力容器底部就会被熔穿,接下去就会烧穿反应堆厂房的混凝土地板,致使大量放射性物质泄漏到周围环境中去。在三里岛事故发生时,由于机械故障和操纵员误操作,致使反应堆堆芯冷却水中     

日本敦贺核电站反应堆冷却水外漏

【据国际互联网 1999年 7月 14日报道】　日本福井县的敦贺核电站 2号机组于 7月 13日发生反应堆冷却水意外泄漏。调查结果表明在 L型管线上发现一个长 8厘米、宽 0 .0 2厘米的裂缝 ,裂缝原因正在调查中。当局表示 ,发现冷却水外漏时 ,工作人员立刻以人工方式停堆 ,并没有造成辐射物质外漏。发生冷却水外漏的反应堆是于 1987年开始运行的 ,三年前也曾发生过冷却水外漏 ,当时认为是管线施工不良造成 ,更换了部份管线 ,不过这次发生意外的管线 ,因为施工方法不同而没有更换。日本原计划兴建全球规模最大的 3、4号反应堆 ,由于这次意外可能让…     

日本参加 LACE 计划

【日本《日刊工业新闻》1985年2月14日报道】日本原子能研究所准备参加美国电力研究所的国际共同研究项目——LACE 计划(轻水堆安全壳内气溶胶状态研究计划)。该研究是调查假想反应堆堆芯受到损坏并发生事故时,含有核裂变产物的水蒸气的气溶胶飞散在安全壳内的情况。实际上发生这样的事故是极为少见的。但日本从安全管理考虑,决定参加这项研