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【英国《国际核工程》2002年4月刊报道】作为绿党成员的德国环境部长J黵genTrittin宣布,布龙斯比特尔核电厂的可靠性“出现问题”。因为该厂在2001年12月14日发生了一起封头喷淋冷却系统管道破裂事故,但直到2002年2月才将详细情况报告给联邦管理局。Trittin领导的联邦环境和核安全部(BMU)表示,他们是在今年2月18日首次了解到这起事故的情况,但作为国家管理机构的财政和能源部(MFE)却在2001年12月17日就已经获悉布龙斯比特尔核电厂的封头喷淋系统出现了泄漏。MFE对汉堡电力公司(HEW)关于这起事故的评价和看法不甚满意。在一个月的时间… 相似文献
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核电厂运行经验反馈和概率安全分析表明,核电厂在停堆状态下具有相当大的堆芯熔化的潜在风险。本文叙述了核电厂运行经验反馈,概率安全分析和事故分析的结果,以及相关的措施和研究课题,特别涉及到停堆状态下的非可控硼稀释事故的维修冷停堆下推动余热排出系统。 相似文献
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[美联社瑞典2008年10月21日电]2008年10月21日,瑞典福什马克核电厂的1台核电机组停堆进行安检,这主要是因为此前在1台同类型机组的年度检修过程中,发现反应堆的几个控制棒出现了裂纹。 相似文献
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【纽约时报新闻社1999年11月16日电】美国联邦政府的官员说,政府正打算永久性地关闭一座位于自1996年起已停运的布洛海文国家实验室的老龄核反应堆,当时发现该反应堆有放射性水渗漏入地面。能源部一官员说,能源部长BillRichardson将宣布关闭的这座堆是高通量中子束反应堆。该实验室的其余部分将继续开展科学研究工作。该反应堆已用了30多年,主要用于物理学、医学和生物学的基础研究。但它一直遭到附近居民、环境学家和政治家的强烈反对,因为官员们听说,在存放乏燃料的反应堆底下的容器正在泄漏氢的放射性同位素氚。但是,能源部官员强调说,… 相似文献
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【英国《国际核工程》2003年2月刊报道】 日本东京电力公司(TEPCO)已关闭了它的第12座反应堆,作为到2003年4月中期关闭其全部17座反应堆进行安全检查的计划的一部分。直到获得地方有关当局批准后,该公司才可重新启动这些反应堆。 下一个计划于2月11日停堆的是福岛I-5。随后,柏崎·刈羽-5将于3月初停堆。柏崎·刈羽-7和福岛I-2将于3月底停堆。最后将于4月15日停堆的是福岛I-6。福岛II的4座反应堆目前已全部停堆。 由于维护数据作假丑闻,通用电气公司(GE)同意向TEPCO赔偿损失。GE的一位发言人称,该公司承认违反了它与TEPCO签定的维… 相似文献
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对百万千瓦级核电厂停堆运行事故进行内部事件1级概率安全评价(PSA),根据不同的停堆进程分别建立停堆PSA模型,分析经历余热排出系统(RRA)低运行区间(LOI-RRA)水位对电厂风险水平构成的影响;同时采用事故系列先兆标准电厂风险分析模型人员可靠性分析(SPAR-H)方法进行人员可靠性分析,评价其定量化结果的适用性。分析结果表明,停堆工况下的电厂风险不可忽视,在停堆工况下的事故规程有待完善之处,冷停堆工况下由LOI-RRA水位导致堆芯损坏频率明显增加,人因失误是造成停堆高风险的关键因素。 相似文献
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本文选取VVER-1000堆型和二代国产两环路核电厂,采用RELAP5程序研究分析了双相停堆工况下等效直径为10~100mm破口失水事故(LOCA)进程。计算结果表明,核电厂安全系列设置和整定信号等设计区别对操纵员不干预时间和有效缓解措施有较大影响。如借鉴VVER-1000相关设计理念对国产两环路核电厂做出适当调整,可增加两环路核电厂中、小LOCA的安全裕量。本文研究结果可为三代自主化核电厂研发和事故管理导则的研究工作提供参考,并为增强反应堆的安全性提供思路。 相似文献
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利用轻水堆系统通用的热工水力分析程序TETRAN-02,对200MW池式供热堆的未能紧急停堆的预期瞬变事故。即断电ATWS事故,误提棒ATWS事故,外负荷丧失ATWS事故等进行了计算和分析。结果表明,在事故过程中,订参数没有超出鸡范围;不需任何设备动作和人员干预,反应堆就能自动降功率,维持长期堆芯冷却,具有较高的安全性。 相似文献
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【美国核学会《核技术》2001年10月刊报道】 尽管在电厂停堆期间有不超过正常功率0.6 %的残余功率,但经历堆芯暴露和相应的燃料过热的概率风险与全功率运行时的大小差不多,尤其是在压水堆中回路运行(MLO)下。停堆期间的MLO工况指的是,反应堆冷却剂系统(RCS)的水位降到热管的中部,以准备检查和维修部件,例如蒸汽发生器U形管、反应堆冷却剂泵密封套或阀门。MLO其它特点包括:接近大气压力、液压成层,并且在水面上存在大量空气或氮气。如果假定余热排出(RHR)系统在MLO期间失效,那么RCS会在有限时间内达到饱和。如果操纵员未能及时采取… 相似文献
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一、引言压水堆(PWR)核电站蒸汽发生器(SG)管材因二回路系统腐蚀产物积累发生应力腐蚀开裂,这是SG传热管破损的主要原因之一。维修和更换SG使PWR停运期间所需要的替用电力对发电站造成很大的财政负担,同时,二回路系统的腐蚀产物沉积在蒸汽发生器内,降低 相似文献
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对百万千瓦级核电厂的停堆运行事故风险进行内部事件1级概率安全评价(PSA),并根据不同的停堆进程分别建立停堆PSA模型,分析经历LOI-RRA水位对电厂风险水平构成的影响。分析结果表明停堆工况下的电厂风险不可忽视,在冷停堆工况下经历LOI-RRA水位导致堆芯损坏频率明显增加。 相似文献