当地居民要求取消伊方核电厂“钚热利用计划”

【日本《共同通信》2004年5月6日报道】 2004年5月6日,福井县原子能安全对策课发布消息称,在对关西电力公司大饭核电厂3号机组(位于福井县大饭町,为1180 MW的压水堆)进行的定期检修中发现,该机组的反应堆容器顶盖管道附着有硼酸,这表明该管道的一回路冷却水发生了泄漏。硼酸具有能吸收中子、调节反应堆功率的特性,所以一回路冷却水中含有硼酸。如果管道设备焊接部位附近出现了裂纹,就能在该处发现附着的硼酸,这是微量泄漏的冷却水蒸发后形成的。反应堆容器顶盖发生泄漏在日本尚属首次。据说本次泄漏并没有对外部环境造成放射性影响。国外曾…     

核电站的放射性物质会泄漏吗?

为了保证核电站的安全,核电站在放射性物质和环境之间设了三道屏障,只要其中有一道屏障是完整的,就不会发生放射性物质外泄的事故。第一道屏障为燃料芯块和包壳。核裂变所产生的放射性物质98%以上滞留在二氧化铀陶瓷芯块中不会释放出来。燃料芯块密封在锆合金包壳内,防止燃料裂变产物和放射性物质进入一回路水中。第二道屏障为压力容器和一回路压力边界。由核燃料构成的堆芯封闭在壁厚20厘米的钢制压力容器内,压力容器和整个一回路都是由耐高温、高压的材料制成,放射性物质不会泄漏到反应堆厂房中。第三道屏障为安全壳。反应堆厂房是一个高大的预应力钢筋混凝土构筑物,壁厚近1米,内表面加有6毫米厚的钢衬里,防止放射性进入环境。     

研究性重水反应堆改建中的辐射剂量监测

一、引言 研究性重水反应堆的改建,不仅需要工作人员在强γ辐射场下操作,而且需要操作高强度开放性放射性物质,这些放射性物质主要是~(60)Co等活化产物。由于1977年5月9日发生了考验元件熔化事故,烧穿了辐照管,使大量裂变产物进入堆内,虽然对重水进行了净化处理,但仍然有相当数量的裂变产物沉积在一回路中,这些放射性物质还包括~(137)Cs和~(90)Sr等裂变产物。     

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     

日本岛根和玄海核电机组相继发生故障

【日本《共同通信》2005年4月2日报道】2005年4月2日,日本中国电力公司岛根2号机组(位于松江市,沸水堆,功率为820MW)由反应堆向汽轮机输送蒸汽的主蒸汽管发生蒸汽泄漏。据称,蒸汽由主蒸汽管道泄漏到了应急支管。据中国电力公司说,故障原因是由于没有完全关闭管道之间的阀门。4月2日晚,工作人员通过手动操作关闭了阀门,使设备恢复到了正常状态。据说没有放射性物质外逸。据岛根核电厂信息科称,电厂曾部分更换了岛根2号机组再循环泵的部件,但该机组在3月末启动后不久就于4月2日发生了泄漏。由于支管与贮存水的控压水池相连,所以蒸汽没有泄漏…     

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…     

三里岛核电站事故处理工作取得进展

【《国际原子能机构通报》1985年第4期报道】1979年3月28日美国三里岛2号堆(TMI-2)发生的事故是轻水堆核电站的安全系统遇到的最严格的全面考验之一。反应堆芯的损坏和随后裂变产物的释放到一回路冷却系统、反应堆厂房和辅助建筑系统,其程度在轻水堆动力系统是最严重的。     

世界核事故大事记

1952年12月2日在加拿大乔克河由于一名工作人员的差错造成100万加仑的放射性水渗入实验性核反应堆(大厅),事后花了半年时间才清理干净。1957年10月7日至10日英国利物浦北部的温斯克尔产钚反应堆发生一场火灾,造成了放射性物质泄漏的严重事故,放射性物     

我国第一座研究性重水反应堆运行廿年的辐射防护评价

本文叙述了研究性重水反应堆运行20年来的辐射防护工作。工作人员所受集体剂量当量共计1537.59man·rem;平均每人每年受剂量当量0.62rem;反应堆运行1MWY 平均付出的集体剂量当量为34.63man·rem。释放到环境中的放射性物质低于容许限量。对工作人员全面医学检查结果,未见可资诊断的辐射损伤者。一回路磨损腐蚀产物活化生成的~(60)Co 是造成内外照射的主要核素之一。     

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     

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…     

基于RG 1.183的先进小堆选址源项模型初步研究

在《用于评估核动力反应堆设计基准事故的替代放射性源项》RG 1. 183所述的假想事故场景情况下,考虑目前大多数的先进小型压水堆地上-地下布置的设计特点,对传统大型压水堆选址源项计算模型做了改进:在原安全壳内放射性物质守恒方程的基础上,考虑辅助厂房的阻滞作用,建立辅助厂房内放射性物质守恒方程。并以某先进小型反应堆核电厂为例,利用新模型计算了代表核素的释放,与现有模型进行了对比。     

福岛核事故积存放射性污水的处理

福岛核事故发生后,东京电力公司(以下简称"东电")不得已向福岛第一核电站的反应堆中注入了包括海水在内的大量非常规用水用于冷却。这些冷却用水自然而然地受到了放射性物质的污染,其总量数以十万吨计,几乎都泄漏至了汽轮机厂房内,而且存在向环境泄漏的风险。为此,东电于4月份向全球寻求技术支持,拟在本财年(至2012年3月底)内将积存的放射性污水处理完毕。     

核电厂常规运行工况下放射性惰性气体和碘的释放源项计算

本文对核素在反应堆内部的产生、转移和释放过程进行了分析研究,计算了一回路冷却剂中放射性核素的浓度。并考虑了一回路系统中放射性核素向安全壳及其辅助厂房的泄漏,计算了由此带来的气载放射性核素活度的变化。同时,对秦山二期核电厂常规运行工况下气载流出物释放源项进行了计算,并与设计值和实际测量值进行了比较分析。从结果来看,本文计算值比实测值和设计值约大一个量级,本文计算方法可为核电厂气载流出物释放源项提供一个上限值。     

反应堆一回路的化学去污技术介绍

一、前言随着反应堆运行时间的增长,一回路管道内壁的腐蚀层越来越厚,冷却水中的杂质活化后的产物越来越多地沉积在一回路的管壁上,燃料元件发生破损事故时裂变产物也会进入一回路。因此,一回路管道周围的辐射剂量将会升高,达到一定程度时,就会防碍反应堆正常运行和维修。降低辐射剂量主要有两个途径:一是抑制腐蚀,如水质管理     

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…     

CARR堆反应堆厂房通风系统设计

参考规范要求及德国FRMⅡ反应堆的设计经验,并根据各房间的污染程度和人员停留情况,经辐射防护计算,综合确定了反应堆厂房各工艺间通风换气次数.厂房通风系统采用了直流式,系统按层划分,每层设一套通风及空气净化系统.在穿过操作大厅密封边界的通风管道上冗余设置密闭式快速隔离阀,保证在厂房密封性试验压力(12.5kPa)作用下其内外泄漏率均为0,以确保在反应堆事故工况下,放射性物质不致通过通风系统贯穿件泄漏到外部空间.系统设计采用了钢制直连式(或联轴器)风机以及不锈钢整体式空气净化装置.     

电功率100万千瓦的轻水堆电站

能源系统规模 .轻水反应堆电功率:100万千瓦 .生产的热量:21x10’“英国热量单 位/年 .利用系数:70% .转换效率:33% .反应堆寿命:30年说明 .轻水反应堆有两种类型:压水堆(它 把水加热,但不允许沸腾)和沸水堆。主要组成部分 .安全壳建筑物 .反应堆压力容器.反应堆堆芯内的燃料组件.汽水分离器.透平发电机.冷却水冷凝器.液体废物系统.冷却塔.压水堆冷却系统的一回路和二回路 之间是蒸汽发生器.沸水堆冷却系统仅有一个回路.辐照燃料储存池.废物处理系统.辅助通风控制系统.工程监督用的安全装置主要的环境问题-- .从冷却塔飘到空气中的化学废气 …     

美国一核电机组冷却系统发生泄漏事件

美国三里岛核电站1号机组的运行人员说,该机组的反应堆冷却系统3月7日发生短时间的泄漏事件。 在维修小组进行例行维修期间,一仪表传感管线上的接头断裂,导致反应堆冷却系统泄漏。通用公共事业(GPU)核电公司说,泄漏率达每分钟68—90升,超过允许泄漏值。泄漏的冷却水喷洒在一名工人的肩上,     

ADS浸没照射及内照射研究

正CIADS是我国首个加速器驱动次临界系统研究装置,其束流参数为500 MeV、5mA,反应堆功率为10 MW。本文对CIADS反应堆覆盖气体泄漏到堆顶包容小室及厂房内的放射性气态源项进行了研究,并对正常运行及事故发生时工作人员