日本要退役第一座反应堆

【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…     

美国第一座民用反应堆即将退役

路透社《应用原子新闻》1980年4月号报道】美国第一座民用反应堆即将退役。该堆是纽约联合爱迪生公司经营的印第安角核电站的第一座反应堆。印第安角电站于1956年开始建造,后开始商业运行,实际共运行了6年半。该电站     

日本第一座商用反应堆将于1998年3月退役

【《日本原子》1996年8月号第5页报道】日本原子力发电公司在6月28日召开的委员会会议上正式决定,1998年3月底终止日本唯一的一座气冷堆——东海1号166MW核电机组的商业运行。该堆的退役工作将持续约15—20年。尽管日本原子能研究所早已拆除了日本动力示范堆(12 MWBWR),但商用堆退役在日本还是第一次。同一天,日本原子力发电公司总经理TakaoFujie先生在茨城县府拜会了该县副知事     

日本将帮助斯洛伐克反应堆退役

【欧洲核学会 《核新闻网》 1994年12月 6日报道】日本科学技术厅(STA)将对斯洛伐克博胡尼斯核电站A1号机组的退役提供技术援助。 这项预算需5000万日元的援助计划将是从1995财政年度开始的5年计划的一部分。它是STA1993年3月出访斯洛伐克的     

我国第一座脉冲反应堆

我国第一座脉冲反应堆是座小型池式研究堆,采用铀氢锆(UZrH_(1.6))燃料-慢化剂粗棒元件。堆芯靠轻水自然循环冷却,石墨作反射层。该堆具有很大的瞬发负温度系数,不仅能稳态运行,而且还能进行独特的脉冲运行和方波运行。稳态运行额定功率1000kW,堆芯平均热中子通量1.4×10~(13)n/(cm~2·s),当引入3元(2.1×10~(-2)△K/K)瞬发正反应性脉冲运行时,峰功率约为3420MW,中子通量峰值约为6×10(16n)/(cm~2·s)。固有安全、经济及多功能是该堆型最显著的特点。本堆已于1990年7月22日达到首次临界,尔后开始试运行。     

日本研究有关反应堆退役费用问题

【日本《原子能快报》1982年3月22口第2087期6页报道】最近,日本原子能委员会的废堆对策专门部会,就服役期满的核电站反应堆的处置方法问题,进行了讨论,并向日本原子能委员会提交了一份总结报告。该报告建议: (1)把到寿期的核电站反应堆拆除掉,在原地重新建造核电站;(2)由于拆除反应堆需要巨额资金,为了使受益者的负担公平合理,对电价问题进行     

反应堆退役质量保证

50-C／SG－Q《核电厂及其他核设施质量保证安全法规》的基本要束及安全导则提供的实现基本要求的方法，不仅适用于责任单位的总质保大纲，同时也适用于核电厂及其他核设施寿期内每一阶段的分大纲。退役是反应堆寿期内一个重要阶段，退役工程又是一项涉及工作人员和公众安全以及环境影响而且技术复杂、耗资巨大的工程。因此，在退役全过程建立和执行质量保证大纲，实现质量保证安全法规的基本要求既符合法规规定，也是退役活动安全、满意地进行的需要。1992年国家核安全局发布的安全导则HAF1004《研究难和临界装置退役》在侧重退役中核安…     

美国的第一座核电站即将退役

消费者动力公司已向美国核管理委员会和州公众服务委员会提出美国第一座运行中核电站(密歇根州的大岩角核电站)的退役计划。 自1962年一直在运行的该67MW核电机组,是世界上第一套大功率密度的沸水堆机组,也是美国核动力工业的一个重要研究基地。 大岩角核电站的许可证将于2000年5月31日期满,联邦法律要求该电站所有者消费者动力公司在该电站永久关闭前5年提交其退役计划。     

日本一座反应堆手动停堆

【据因特网2000年7月24日报道】7月23日下午9时03分,日本福岛I核电站2号机组(沸水堆,额定功率为784MW)以额定功率运行时,气轮机旁通阀附近出现了调节油泄漏,9时17分对反应堆实施了手动停堆。7月23日下午6时左右,中央操作室的油面水平计有微微向下倾斜的迹象,下午8时30分,中央操作室内的油面水平计再次出现了容器油面徐徐下降的迹象。因此,下午8时55分开始了现场调查,9时03分确认发生了油泄漏,同一时刻发出了汽轮机调节油容器油面偏低的警报。并于9时31分关闭了气轮机调节油供油阀,止住了泄漏。接着又在2号机组反应堆厂房一层发现了积水。…     

日本试验退役反应堆废物的浅地层处置

【美国《核子周刊》1995年11月30日刊报道】 日本原子力研究所(Jaeri)于1995年11月27日开始实施一项有关若干种放射性废物浅地层处置方法的试验计划,约2000吨低放废物来自日本首座退役的动力堆。 一官员说,Jaeri希望论证若干能够用于处置未来退役的核动力堆产生的类似废物的安全方法。     

日本福岛第一核电厂退役最新进展

正【本刊2016年4月综合报道】近期,在福岛核事故迎来五周年纪念之际,日本东京电力公司(TEPCO)在福岛第一核电厂的退役和污水治理领域取得诸多进展,包括在事故机组周围启动冻土墙建设以及投运废物焚烧设施和楢叶(Naraha)遥控技术开发中心。启动冻土墙建设东电2016年3月31日宣布,当日启动了在福岛第一核电厂事故机组周围建设冻土墙所需的部分制冷设备,从而正式开始建     

反应堆工程退役简介

本文介绍了反应堆工程退役的基本概念、过程和国际原子能机构(IAEA)规定的三级退役。反应堆工程退役的主要工作有:①退役文件和技术的准备;②退役工程现场准备;③设备、系统和设施的拆除工作;④系统去污和拆除后的去污;⑤运行废物和退役废物的处理和处置工作等。     

世界反应堆退役现状

英国《国际核工程》1987年10月号第48页报道】自1985年8月份对反应堆退役问题作了一次较大范围的审议后,在开发反应堆的退役技术和设备方面已取得了相当大的进展。从目前正在进行的若干项目论证情况看来,利用现有技术,能够安全地和经济地拆除退役的反应堆。然而,除发生过核事故的反应堆(即美     

反应堆第一阶段退役去污必要性论证及应用分析

根据反应堆第一阶段退役前的现场污染状况，从技术可行性、受照剂量降低量评价、代价利益分析等方面对去污的必要性进行了评价和论证。并介绍了高压水射流去污、干法去污两种主要去污方法，以及化学去污、机械研磨去污等辅助去污方法在现场应用情况，从应用结果的角度反映了去污必要性评价、论证方式的合理性。     

Rancho Seco反应堆退役解体

在Rancho Seco核电厂内进行的反应堆堆内构件机械切割和拆除,已将操作人员剂量率、水去污需求和次生废物量降低到最小的程度。     

俄罗斯的反应堆退役方法

[《欧洲核能综览》1993年11—12期报道] 2020年之前,俄罗斯预计有24套压水堆机组(总装机容量为20 288 MWe)达到寿期,需要退役。迄今已停机的有4套,它们将是首批退役的反应堆机组:别洛雅尔斯克     

反应堆退役仿真技术研究方案

在反应堆退役仿真系统功能需求的基础上,设计退役仿真技术研究的总体方案,包括系统的总体结构设计、软件开发平台方案设计、硬件方案设计等。在总体方案中分析提炼出5项关键技术,并给出概况性的设计方案,包括三维模型数据处理技术、辐射场的可视化显示技术方案、基于退役工艺的人员受照剂量计算方案、虚拟切割和拆除技术方案以及碰撞检测技术方案等。