日本重新考虑先进热堆计划

【欧洲核学会《核新闻网》1995年7月18日报道】 在对建在青森县Ohma的示范先进热堆(ATR)项目进行财政评估后,日本几家大型电力公司已重新考虑建造ATR堆的计划。     

日本推迟先进热堆计划

【欧洲核学 会《核新闻网》 1994年12月5日报道】日本606MW Oma示范热堆(ATR)计划的建造日期被推迟1年。 尽管1994年5月已与当地渔民合作团体达成了协议,但想要获得更多土地的谈判比预想的时间要长。示范热堆建造计划委员会决定将大部分程序上的步骤推迟1年。建造计划将于1995年12月提交给电力发展协调委员会(EPDCC),并计划于1998年4月     

日本快堆和先进热堆发展现状

【《日本原子》1983年10月号12页报道】日本的第一座钠冷快增殖堆“常阳”实验堆1977年4月达到临界之后,其 MK-I堆芯运行到1981年12月,达到了预期目的,通过这段时间的运行,积累了快堆的技术经验。1982年1月,“常阳”实验堆的堆芯换     

日本批准示范先进热堆计划

【《日本原子》1985年5月号第6页报道】日本电力公司联合会理事会于1985年5月15日批准了示范先进热堆建造计划。该计划是由电源开发公司于今年2月提出的,预计该计划将于5月31日得到通产省科技厅先进热堆建造促进委员会的正式批准。因此,公众的注意力将集中在为获得场地而与     

日本将建一座示范先进热堆

【《日本原子》1984年2月号第28页报道】日本电力发展公司安排了一座60万千瓦示范先进热堆(ATR)的基础设计,并于1984年1月23日向五家重型电力机械制造公司发出了订单,要求两年内完成设计任务。(1)日立公司负责反应堆主体工程,安全设计,辐照安全评价,以及总体设计。(2)东芝公司负责反应堆安全壳,透     

文殊堆关闭后 日本仍将继续快堆研究

正【英国《国际核工程》网站2016年10月4日报道】根据日本原子力产业协会(JAIF)近日公布的信息,日本即将建立快堆发展委员会,负责在2016年底前制定快堆发展政策并对文殊(Monju)原型快堆计划进行"基本审查"。该委员会的成员将来自下述机构:政府部委、电力公司、反应堆供应商以及文殊堆运营商日本原子能研究开发机     

日本先进热堆“普贤”头一年的负荷因子美核能专家对日本ATR型堆给予高度评价

【《日本原子》1980年2月号报道】日本原子能委员会在1月29日举行的一次会议上决定成立一个“先进实证热堆(ATR)评价小组委员会”。该委员会将对ATR在反应堆战略中的作用进行评价,对ATR实     

中国先进研究堆热水层热工分析

中国先进研究堆(CARR)热水层(HWL)是反应堆水池上部形成的一层温度稍高的热水,它可以阻止水池下部含有较高放射性物质的水通过对流到达池水表面,从而降低反应堆大厅内的放射性剂量水平。本文采用经验公式计算了建立热水层所需的加热功率,并采用计算流体力学软件CFX分析了堆水池内流场和温度场。结果表明,CARR热水层的加热功率为120kw;在水池表面形成了热水层,但热水层的厚度不均,平均厚度约1．8m,最薄处约0．5m。     

日本原型先进热中子堆运行10年

【《日本原子》1989年3月号第4页报道】日本动力堆核燃料开发事业团(PNC)总结了日本原型先进热中子反应堆(ATR)10年的运行经验,并且累积了有关 ATR 的设计、建造和示范运行方面有价值的数据。普贤堆是一座重水慢化的轻水沸腾的压力管式反应堆,被称为第一座铀-钚混合氧化物燃料热中子反应堆。它的特点是,可采     

先进核动力堆

【澳大利亚铀信息中心网站2004年11月报道】 在50多年的时间里,世界核工业一直在不断开发和改进反应堆技术,并且正在为迎接新型反应堆做准备。预计未来 5～20年内将建成新型反应堆。 反应堆通常被以“代”划分。第一代反应堆是20世纪50—60年代开发的,目前仅有相对较少的第一代反应堆仍在运行。现役的反应堆大部分属于第二代反应堆。第三代反应堆是本文介绍的先进反应堆。首批第三代反应堆已在日本投入运行;而且还有一些国家正在建造或准备建造第三代反应堆。第四代反应堆目前仅处于设计阶段,最早也要到2010年才能投入运行。 目前,世界上8…     

日本打算利用文殊快堆烧钚

[英国《新科学家》1994年4月23日报道] 日本政府最近宣布,日本打算今后利用本国刚刚达到临界的文殊原型快堆烧钚,而不是用来增殖钚。     

先进非能动轻水堆应急行动水平的优化方法建议

应急行动水平(EAL)是核事故应急响应中确定应急状态等级的重要依据。大型先进非能动轻水堆的设计特性使得它的风险谱特征相对于目前在运的核电厂已发生了一定变化,其EAL也因此进行了改进。为了检验并优化先进非能动轻水堆的EAL,本文建议了一种风险指引的评价方法,利用核电厂概率安全分析(PSA)模型,在EAL与条件堆芯损伤概率(CCDP)之间建立近似关系,并由CCDP表示应急状态等级的区间范围,筛选出与应急状态等级不匹配的EAL,实现对其调整和优化的目的。     

先进的沸水堆

【德国《原了经济》1994年第11期第738页报道】在里昂举行的1994年欧洲核能会议上,西门子公司能源生产部门(即KWU)提出先进型沸水堆概念。这种新型反应堆功率为750—1000 MWe,其主     

先进堆严重事故对策

为了借鉴国外经验以推动我国严重事故研究的开展和提高核能利用的安全性,为了了解国外严重事故研究的开展状况、研究前沿、研究成果及应用,需要对国外严重事故研究进行考察。考察表明,自三哩岛事故后,国际上对严重事故及其管理措施进行了全面深入的研究,对其过程、现象有了较完整的认识。在此基础上,核电站设计从理论到实践都有了很大的改进,先进堆严重事故对策体系已经形成。但是由于严重事故不易验证,对其物理机制的认识还     

日本一小组委员会建议建造托卡马克聚变堆

【共同社东京1986年2月14日电】日本原子能委员会的一个小组委员会,建议日本在建造实验性聚变堆方面,选择托卡马克型聚变堆。这是在一份中期报告中提出这项建议的。它的最终报告将在起草有关这个反应堆     

日本先进沸水堆于10月份提前投入商业运行

【《日本原子》1996年9月号第14页报道】日本东京电力公司(TEPCO)正在新潟县建造的柏崎·刈羽6号和7号核电机组(先进沸水堆(ABWR,功率均为1356MW)),即将开始投入商业运营,比最初预期的提前了几个月。 由于新的、更加有效的建造方法及去年冬天相对好的气候和从累积的核电厂建造经验中获得了益处,所以工程进展比预期的更快。     

先进堆长寿命控制棒驱动机构热态寿命考验

为验证长寿命控制棒驱动机构能否满足设计要求,进行了驱动机构热态寿命考验.本文介绍了先进堆长寿命控制棒驱动机构热态寿命考验的过程和考验结果.考验期间,驱动机构累计步进数达851万步,机构性能良好、运行正常,落棒时间满足设计要求.考验结果表明,该控制棒驱动机构的设计和制造满足设计指标的要求.     

俄罗斯继续建造快堆

【《欧洲核综览》 1998年 5 - 6月刊报道】　根据俄罗斯核工业长期发展计划 ,到2 0 10年俄罗斯将建造 2座 BN- 80 0型快堆(一座在别洛雅尔斯基场址 ,一座在南乌拉尔斯场址 ) ,到 2 0 2 0年再在南乌拉尔斯建 2台机组。而在其它国家中 ,这种堆型的发展计划或被推迟或被取消。那么 ,为什么俄罗斯还会坚持这种选择呢 ?事实上 ,大家普遍认为 ,快堆与其它堆型相比无竞争力 ,它设计复杂而且由于使用钠冷却剂而使防火任务艰巨。但是 ,这些观点未能阻止 BN- 35 0、凤凰快堆、BN- 6 0 0、超凤凰快堆和文殊快堆等示范装置的建造。俄罗斯现在在快堆技…