美国一核电站发生事故

【欧洲核学会《核新闻网》1991年11月25日和《瑞士原子能协会通报》1992年1月第15页报道】美国南卡罗来纳州的奥康尼核电站3号机组,11月23日2:14发生反应堆冷却水向安全壳内泄漏事故。估计泄漏率为274-340升/分。直到当天17:20反应堆达到停堆状态,警报解除。事故发生时,反应堆正处于满功率运行。这一事故共造成190m~3冷却水泄入安全壳。停堆后,泄漏的水将被泵入一邻近厂     

立陶宛暂缓核电站许可证

【欧洲核学会《核新闻网》 1999年 5月19日报道】　立陶宛伊格纳林纳核电站 1号机组由于反应堆运行许可方面的问题将暂时停堆。正如各界所预料的 ,立陶宛国家核安全检查机构 (VATESI)于 5月 17日发布了一项声明说 ,它已经发现伊格纳林纳 1号机组安全改进方案中的一系列条款未被执行。由于这一原因和影响使许可证申请文件的延误 ,该机组将被暂时停堆直到所有要求得到满足。这一动作意味着两台机组至少到 6月上旬或中旬都不能运行。 2号机组目前已经停堆检修 ,并且无论如何也得到 6月才能恢复生产。伊格纳林纳停堆造成的电力损失不会导致电…     

美国核电厂风险评估的安全效益（三）

【美国《核新闻》2003年1月刊报道】 委托监管应用 美国核管会(NRC)在监管过程中积累了大量风险知识,并根据从实施概率风险分析(PRA)中获得的这些知识对监管作出了诸多改进。本章将对一些比较重要的风险通报应用进行概要介绍。 ATWS(未能紧急停堆的预期瞬态)规则 ATWS是反应堆事故保护停堆作用失败后的停堆事件。这个不太可能发生的事件将引起反应堆系统的高压,同时产生远远超出反应堆停堆散热能力的衰变热,因此反应堆必须停堆并保持在次临界状态。NRC在1983年发布了ATWS规则(10 CFR 50.62),通过以下措施降低ATWS风险: 降低预…     

美国一核电站发生蒸汽泄漏事故

【路透社2000年5月15日美国圣路易斯-澳比斯波电】美国核管会(NRC)表示,5月15日,由于局部电气火灾,加里福里亚州代阿布峡谷1号机组自动停堆,并发生了蒸汽泄漏。NRC表示,泄漏的蒸汽含有少量的放射性,但没有超出联邦的排放限制标准,不会对人们的健康和安全产生影响。在事故中也没有人员受伤。在停堆过程中,反应堆的所有系统都运转正常。美国一核电站发生蒸汽泄漏事故     

美国圣奥诺弗雷核电站发生火灾

【美联社2001年2月5日电】圣奥诺弗雷核电站的发言人表示,圣奥诺弗雷核电站的一个核电机组在重新启动仅12小时后便因火灾事故而停堆,该机组曾因计划的维修和换料而于1月2日停堆。这场发生在电气开关室的火灾于2001年2月3日使反应堆自动停堆。电站电源的一次短路造成了这次火灾,消防员用了近半个小时才把火扑灭。火灾损坏了几台大型设备的机柜和一个外部变压器,但没有造成辐射泄漏和人员伤亡。修理和检查工作将使这座反应堆停堆几周或更长的一段时间。圣奥诺弗雷核电站的另一座反应堆没有受到影响,仍在继续运行。这次事故被定为“非正常事件…     

最新的OECD NEA事故停堆统计

【英国《国际核工程》1988年6月号第57页报道】核能机构(NEA)正在致力于收集经济合作和发展组织(OECD)成员国反应堆事故停堆数据。1984—1986年,事故停堆平均约为每堆年3次。OECD NEA 降低反应堆事故停堆频度讨论会于1986年4月14—18日在东京召开,     

德国菲利普斯堡核电厂的又一座反应堆将停堆

【据因特网 2001年11月21日报道】 德国第二座反应堆停堆。在发生一次故障之后,德国菲利普斯堡核电厂的一座反应堆将于11月23日停堆,停堆时间没有确定。这是该电厂的经营者、Bade-Wuertemberg能源集团(EnBW)宣布的。 EnBW 确认,11月20日在反应堆和汽轮机之间的水管阀门处发现泄漏。 菲利普斯堡核电厂的另外一座反应堆已于10月8日停堆。 10月7日,德国环境部长Juergen Trittin指出,8月25日较小事故发生之后曾发出该电厂的一座反应堆停堆的指令,但是没有被执行。 EnBW集团不久后承认,该电厂两座反应堆中的一座出现人为错误。该电厂的停运…     

切尔诺贝利核事故对世界各国核电发展的影响(三)

【日本《原子能快报》1987年4月30日第3页报道】苏联切尔诺贝利发生核事故至今已整一年。出于安全考虑,美国唯一的一座与切尔诺贝利堆型相同的能源部军用钚生产堆“N反应堆”,从去年12月12日停堆。就商业核电站来说,美国认为“美国所选用的堆型是不会发生事故的”,因此,它     

200MW核供热堆的固有安全性

本文分析了200MW核供热堆冷却剂大量丧失的严重事故。事故分析表明:反应堆在发生失水事故时,其动态过程进展缓慢,借助于慢化剂反应性反馈而安全地自动停堆,堆芯始终被水淹没,使得反应堆具有很好的固有安全性。反应堆在失去全部热阱的51.6小时后,堆芯顶部开始裸露,该事故发生频率低于10~(-12)/堆·年。     

49-2游泳池式反应堆全场断电事故与自然循环能力分析

在全场断电事故下,采用RELAP5/MOD3.3程序对49-2游泳池式反应堆系统热工水力参数瞬态特性进行计算分析,验证反应堆利用自然循环和自身负反应性对事故的缓解能力,并简要讨论了堆芯通道和主泵惰转对事故后果及进程的影响。计算结果表明,在49-2反应堆发生全场断电事故且紧急停堆系统失效后,反应堆可依靠自身的负反应性使反应堆处于停堆状态,并能形成稳定的自然循环,导出堆芯余热,验证了49-2反应堆在全场断电超设计基准事故中是安全的。     

核供热堆不能完全停堆的失水事故中主回路自然循环断流实验

５ＭＷ核供热堆和２００ＭＷ核供热堆的主回路是一体化的自然循环系统。在破口失水事故中，当液位降至低于主换热器入口上沿以后会发生主回路冷却剂自然循环的断流过程，影响堆芯的冷却和系统的稳定性。当发生失水事故而且反应堆又不能安全停堆时这种影响更大。在５ＭＷ核供热堆热工水力模拟回路ＨＲＴＬ－５上进行了实验。     

钠冷快堆停堆保护方案研究

在借鉴中国实验快堆（CEFR）热工模型建模经验的基础上,利用Relap5程序建立霞浦示范快堆（CFR）的主要系统模型,并参考快堆安全分析中的预期瞬态无停堆保护（ATWS）的分析方法,对发生反应性意外引入事故时的安全裕度和停堆保护进行仿真研究。仿真结果表明,额定功率下发生反应性引入时,不会触发短周期的报警和停堆;当发生补偿棒失控提升5 s和10 s时的反应性意外引入事故,目前一回路保护参数整定值、信号测量延迟及安全棒落棒时间可以取其他值;当补偿棒失控提升15 s时,在目前的设计下,核功率和功率流量比信号能确保事故下的反应堆状态符合事故验收准则。当其他保护信号失效,堆芯出口钠温所触发的停堆保护若要实现同样的功能,则需保证反应堆在14.85 s之前进入深度次临界。      

法国批准舒兹B1机组重新启动

【欧洲核学会《核新闻网》 1998年 3月19日报道】　法国核设施安全局 (DSIN)已批准舒兹 B1核电机组重新启动 ,该机组是新一代 3台机组中的一台 ,它自发现余热排出 (RHR)系统的设计缺陷后于 1998年 5月停堆。舒兹 B1机组是继去年 5月西沃 1号机组发生失水事故之后新一代 N4系列中恢复运行的第一台机组。 DSIN已批准所有 3座N4系列反应堆 (舒兹 B1、舒兹 B2和西沃 1号 )在对它们的 RHR系统的相关部件作修改后进行换料。检查发现除了 1998年 5月发生的事故中的部件外 ,在 RHR系统的其它部分中也存在有裂纹。DSIN说 ,法国电力公司已…     

中国台湾省部分核反应堆机组因地震被迫关机

【欧洲核学会《核新闻网》 1 999年 9月2 3日报道】　中国台湾省核管理局宣布 ,因地震关机的 3台核动力堆机组已被批准尽可能快地恢复运行 ,至少有 1台机组已恢复运行。台湾省原子能委员会 (AEC)在通过《核新闻网》发表的一项声明中说 ,它已批准国圣核电站的 2台机组和金山核电厂的 2号机组恢复运行。国圣 1号机组已重新开始运行。这 3座反应堆都是由于台湾省中部的高压配电站受损为保护电厂系统而被迫停堆的。金山 1号机组已停机维修和换料 ,马鞍山核电厂的 2台机组继续运行。但是 ,该电厂由于台湾省中部的配电设施损坏而降低了输出功率…     

苏联首次报道其核电厂1989年12月份的故障概况

【奥地利《维也纳日报》1990年1月13日报道】苏联首次发表其全部46座核电厂一个月内发生的事件的概况。依据这份报告,去年12月有3起功率降低事件和7次反应堆停堆。报告说,没有一起事故超越安全运行的     

核电厂燃料包壳破损情况下反应堆停堆过程中水化学监测与控制

燃料包壳破损情况下反应堆停堆过程水化学监测与控制,对核安全、降低源项、减少人员照射剂量、提高换料大修经济效益有重要意义。本文简述了反应堆停堆过程水化学监测与控制方法,通过宁德核电厂燃料包壳破损情况下,首次大修停堆过程水化学监控的实践效果分析,并对此次反应堆停堆过程中遇到异常现象进行分析,提出了解决的建议。     

高浜核电站1、3、4号机组的自动停运与重新运行

【日本《KNIC新闻速报》 1 999年 1 0月2 9日报道】　高浜核电站 1、 3、 4号机组(压水堆 ,1号机组额定功率为 82 6 MW;3、4号机组额定功率为 870 MW)于 1 0月 2 7日1 1时 4 8分自动停堆。其原因是 ,西京都变电所的 50万伏变压器的保护装置发生了故障 ,输电系统的频率及电压发生了变化。高浜核电站的报警器发出了“一回路冷却剂泵频率低”及“一回路冷却剂泵电压低”的信号 ,于是反应堆自动停堆。高浜核电站受这次自动停堆的影响 ,主汽轮机及给水泵的轴承润滑油里混入了蒸汽(水 ) ,于是便全部更换了润滑油。此外 ,这次发生的问题没有对…     

美开始利用商业机组测试耐事故燃料

正【世界核新闻网站2018年3月7日报道】美国南方核公司(Southern Nuclear)哈奇1号机组2018年3月4日在装入耐事故核燃料先导组件之后重启运行,成为全球首台装入耐事故燃料的商业核电机组。这台876 MWe沸水堆机组2月4日停堆。在停堆期间,除了开展换料和常规维护工作,工作人员升级了相关系统和设备,并向堆芯装填了由全球核燃料公司(GNF)研发的耐事故燃     

冷却剂流量降低停堆保护系统整定值分析

在确保反应堆安全的基础上 ,尽量扩大电厂的运行区域是反应堆停堆保护系统设计以及整定值确定的原则。本文通过对电网运行要求的分析 ,得到了恰希玛核电厂主泵低转速和一回路低流量停堆整定值 ,随后的安全验证表明了其对冷却剂流量降低事故保护的有效性     

200MW核供热堆控制棒水力驱动系统安全特性

２００ＭＷ核供热堆采用控制棒水力驱动系统作为控制棒驱动机构。该系统是以非能动系统为基础设计的，并实现了传动、导向一体化。通过时系统自身固有安全特性及设计安全特性、失压事故下控制棒不发生弹棒的机理以及系统引水管破断冷印剂总丧失量不会导致堆芯裸露的计算结果的分析，表明该系统具有良好的安全特性，在任何失效事故下都能保证反应堆的安全停堆，为具有固有安全特点的２００ＭＷ核供热堆提供了重要的技术支持。