欧洲会建造西屋公司的非能动反应堆吗？

在美国西屋公司的创议下,欧洲8家电力公司的代表1993年12月1日在布鲁塞尔聚会,共同探讨欧洲非能动安全反应堆的前景问题。8家电力公司的代表来自比利时、意大利、荷兰、西班牙和英国。法国没有派代表出席。此外还有其它一些电力公司的代表也应邀参加了会议。 一些代表认为这次讨论是非常初步的。尽管目标是2000年之后使欧洲非能动安全反应堆实现商业化,但它可能给当今个别国     

福岛条件下AP1000核电厂事故前期研究

假设AP1000核电厂发生类似福岛核事故的初因事件,利用RELAP5/MOD3.3程序对事故早期的一、二回路系统和非能动安全系统进行模拟计算,得到了反应堆冷却剂系统压力、堆芯冷却剂温度、非能动安全系统流量等重要参数的瞬态变化。分析表明：在非能动余热排出系统完好的情况下,反应堆系统能顺利进入热停堆状态;如果非能动余热排出系统1根换热管发生双端断裂,则反应堆系统将会在5 h内发生严重事故。     

DVI管小破口失水事故实验研究

在模块化小型反应堆非能动安全系统综合模拟实验装置上进行了压力容器直接注入（DVI）管小破口失水事故实验,研究了DVI管小破口失水事故过程中的热工水力现象和非能动安全系统运行特性。研究结果表明：模块化小型反应堆DVI管小破口失水事故中,非能动安全系统可对堆芯进行注水,有效导出堆芯衰变热量,保护堆芯安全。     

熔盐堆热管式非能动余热排出系统瞬态分析研究

MSRE作为目前唯一具有完备运行经验的熔盐堆系统,其余热排出系统无法满足第四代反应堆非能动安全设计需求.基于热管式非能动余热排出系统(HP-PRHRS)概念设计,结合高温热管技术,本研究为MSRE初步设计了一套非能动余热排出系统,以提升反应堆系统的非能动安全特性.基于HP-PRHRS结构和熔盐堆运行特点,本文对MSRE...     

自然循环反应堆NHR-200Ⅱ失水事故初步研究

破口事故是压水堆最为关注的一类重要事故,其失水量与事故后果严重程度密切相关。NHR-200Ⅱ是由清华大学核能与新能源技术研究院经过多年研究和不断改进,设计的一种全功率自然循环低温供热反应堆,其设计中采用了多种先进的非能动和固有安全设计。本研究针对NHR-200Ⅱ反应堆,选取后果最为严重的控制棒引水管断裂且无法隔离事故,利用系统热工瞬态分析程序对事故过程进行了模拟和分析。结果表明,即使在最严重的破口失水事故下,NHR-200Ⅱ主回路中剩余的冷却剂始终能覆盖反应堆堆芯,并有效通过非能动余热载出系统带走堆芯热量,从而保证反应堆堆芯不会因裸露造成烧毁,这表明NHR-200Ⅱ具有很好的安全特性。     

自然循环反应堆NHR-200Ⅱ失水事故初步研究

破口事故是压水堆最为关注的一类重要事故,其失水量与事故后果严重程度密切相关。NHR-200Ⅱ是由清华大学核能与新能源技术研究院经过多年研究和不断改进,设计的一种全功率自然循环低温供热反应堆,其设计中采用了多种先进的非能动和固有安全设计。本研究针对NHR-200Ⅱ反应堆,选取后果最为严重的控制棒引水管断裂且无法隔离事故,利用系统热工瞬态分析程序对事故过程进行了模拟和分析。结果表明,即使在最严重的破口失水事故下,NHR-200Ⅱ主回路中剩余的冷却剂始终能覆盖反应堆堆芯,并有效通过非能动余热载出系统带走堆芯热量,从而保证反应堆堆芯不会因裸露造成烧毁,这表明NHR-200Ⅱ具有很好的安全特性。     

法国要求加快研制2000年压水堆的步伐

【法国《发展论坛》1991年1月16日报道】法国工业部核安全机构希望法国电力公司加快其2000年压水堆计划的实施,即研制新一代反应堆,以更换目前服役中的核反应堆。到2000年,法国需要更换30年前建造的第一批核电站,因为法国电力公司规定反应堆寿命为40年。工业部核设施中央安全处处长 Michel     

欧盟反应堆退役和核废物管理费用将远超1000亿欧元

正【普氏核新闻快报2016年9月29日报道】标普全球评级(SP Global Ratings)在2016年9月27日公布的一份报告中表示,欧盟反应堆退役和核废物管理费用将"远超"以前估计的1000亿欧元(1123亿美元)。全球评级表示:"我们目前预计8个欧盟大型核电运营商的反应堆退役和核废物     

非能动安全系统应用于聚变-裂变混合能源堆的可行性研究

将非能动安全系统应用于聚变-裂变混合能源堆,使用RELAP5对混合能源堆包层、一回路系统、部分二回路系统和非能动安全系统进行建模,对主冷却剂泵卡转子事故和冷管段小破口失水事故进行瞬态计算和分析研究。计算结果显示,该非能动安全系统能够满足选取的3种反应堆事故的安全要求,验证非能动安全系统应用于聚变-裂变混合能源堆的可行性。非能动余热排出系统热交换器的面积增大后,能有效地导出包层衰变热;增大堆芯补水箱的容积对增大反应堆安全裕度有明显效果。     

中国铅基研究堆非能动余热排出系统可靠性分析

铅冷快堆是第四代核能系统推荐堆型之一,世界上多个铅冷快堆采用非能动余热排出系统。非能动系统中作为驱动的自然力与阻力在数量级上接近,由周边环境、材料参数的变化引起的波动不可忽略,因此需要研究非能动系统可靠性。改进了常用的响应面分析法,并应用于中国铅基研究堆反应堆容器空气冷却系统(Reactor Vessel Air Cooling System,RVACS)中。分析中使用流体计算软件Fluent模拟中国铅基研究堆RVACS系统的余热排出过程,研究了输入参数的不确定性对系统可靠性及反应堆安全产生的影响。在大量模拟数据的基础上结合神经网络法建立了输入参数不确定性和结果不确定性之间的映射关系,并以此分析RVACS非能动失效概率。分析结果表明在全厂断电的情况下,RVACS四组并联排热管中的两组也能够可靠地导出反应堆余热。     

快堆非能动安全研究发展概况

近年来,在美国快堆研究计划中,提出了一种实现快堆安全目标的新概念,就是以“纵深防御”思想为基础的“非能动安全”(Passive Safety)概念,强调应用非能动的机理保护反应堆和公众的安全,而不是依靠增加能动的专设安全设施。本文扼要介绍有关快中子反应堆“非能动安全”研究的发展概况。     

美国确认阿海珐提供的反应堆部件不存在安全问题

正【世界核新闻网站2017年1月11日报道】2017年1月11日,美国核管会(NRC)公布一份清单,其中列出了美国核电厂使用的由阿海珐集团(Areva)勒克鲁索(Le Creusot)锻造厂提供的大型反应堆部件。美国共有17台核电机组使用了勒克鲁索部件。核管会表示这些机组不存在直接的安全问题。勒克鲁索分别于2006年9月和2007年1月为法国唯一在建核电机组即弗拉芒维尔3号机组制造了反应堆压力容器上封     

全厂断电事故下模块化小堆非能动余热排出系统实验研究

针对模块化小堆非能动安全系统(PRHRS)的设计特点,建立了非能动安全系统综合实验装置CREST。在CREST实验装置上,进行了全厂断电事故短期性能实验,研究了PRHRS的冷却能力及运行特性。研究结果表明:全厂断电事故发生后,PRHRS能正常启动,非能动余热排出冷却器和蒸汽发生器之间能形成0.4 t/h稳定的两相自然循环流量,并有效地将堆芯衰变热量和显热带入安全壳水池(CWT)。堆芯补水箱(CMT)中的冷水可以有效注入反应堆压力容器冷却堆芯。在事故过程中,一回路系统最高压力为16.3 MPa,低于安全阀开启压力16.9 MPa,堆芯冷却剂平均温度可以冷却至210℃以下,反应堆处于安全运行状态。     

直接注入管线失水事故非能动安全系统运行特性研究

小型模块式反应堆ACP100采用了非能动安全和模块化设计技术,可用于地区集中供暖、海水淡化和核动力商船等多个方面。其中,非能动安全设计主要包括非能动应急堆芯冷却系统、非能动余热排出系统等非能动安全系统和自动卸压等专设措施。针对ACP100非能动安全设计技术特点,在中国核动力研究设计院非能动安全系统综合性能缩比试验装置上开展了大量失水事故系统特性试验研究,根据试验数据分析,获得了非能动安全系统在直接注入管线发生破口后系统的综合响应特性,掌握了系统间的相互影响规律,并初步评估其对堆芯的冷却效果。     

一种非能动余热排出系统设计方案

非能动余热排出系统依靠本身的自然循环特性,应能够在较长时间内提供对堆芯的冷却,保证反应堆的安全。提出一种非能动空气冷却余热排出系统(PRHRS)方案,利用应急冷却水箱作为中间缓冲设备,既可以满足事故初期快速冷却的要求,又能保证非能动余热排出系统在相当长一段时间内的可靠运行。基于自然循环系统特性对所设计的PRHRS系统进行设计计算,并使用RELAP5程序对全厂断电事故下反应堆停堆后PRHRS投入运行的过程进行仿真,以验证设计的合理性。反应堆热工水力动态特性的结果表明,该系统可通过自然循环排出堆芯余热,保证堆芯安全。     

浮动式核电站过渡段对安全注射的影响分析及缓解方式研究

以浮动式核电站为研究对象,利用RELAP5程序,分析过渡段水封在发生特定当量直径破口的失水事故对安全注射运行特性的影响,探讨过渡段水封对安全注射的影响规律。结果表明,过渡段水封不利于安全注射水有效注入反应堆,可能将反应堆导向危险的状态。提高安全注射的压力和流量能够克服过渡段水封的不利影响,但对系统容量需求较大。根据浮动式核电站自身设计特点,设置有一次侧非能动余热排出系统,失水事故后投入一次侧非能动余热排出系统能够旁通过渡段水封,保证安全注射水的有效注射并辅助带出堆芯余热,该运行方式有助于优化安全注射的容量设计。     

典型事故工况下超临界水堆CSR1000的非能动安全特性研究

超临界水堆是第四代反应堆中仅有的水冷堆,具有热效率高、系统简化、经济性好、有效防止核扩散等特点.本文结合压力容器式超临界水堆 CSR1000 的特点,设计了一套完全非能动的安全系统,用以提升CSR1000 反应堆的安全性,系统包括堆芯补水箱、余热排出系统、自动泄压系统、重力驱动冷却系统和非能动安全壳冷却系统.将这套非能...     

法国凤凰快堆恢复带功率运行

【法国核安全局网站2003年7月3日报道】 2003年7月5日,法国核安全局(ASN)局长批准由法国原子能委员会经营的凤凰快堆重新提升功率进行第51个周期的运行。 2003年1月7日,ASN原则批准反应堆恢复带功率运行。 凤凰堆是一座钠冷快中子反应堆,设计用于发电和材料辐照实验,如根据1991年12月30日的放射性废物管理法进行放射性废物嬗变实验。 批准凤凰反应堆提升功率的决定是1999年开始重新对反应堆进行了安全审查 之后作出的,安全审查期间完成的重要工作有:重新确定该装置的地震水平,更换二回路部分部件。 允许该反应堆按额定功率的2/3运行至2…     

捷克和法国缔结核合作协定

【英国《金融时报》1991年1月5日报道】 William Dawkins从巴黎报道,根据1991年1月14日宣布的技术合作协定,捷克斯洛伐克已向法国征求关于使其核动力工业现代化的建议。法国原子能委员会(CEA)将帮助捷克斯洛伐克原子能委员会(CSKAE)更新8座苏联设计的反应堆,在设计和建造未来核动力厂方面进行合作并就安全和公众宣传提出建     

法国勒克鲁索锻造厂获准恢复生产

正【英国《国际核工程》网站2018年1月29日报道】法国法马通公司(Framatome)2018年1月25日获得法国核安全局(ASN)和法国电力公司(EDF)的许可,勒克鲁索(Le Creusot Forge)锻造厂可以恢复生产。法马通表示,获准恢复生产的主要原因是2016年年初启动的改进计划迄今已完成90%。2015年4月,核安全局发现法国唯一在建机组即弗拉芒维尔3号机组反应堆压力容器上封头和下封头部分位置的碳含量超标。这两个