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【美国《掺安全》1981年第2期第229页报道】分析设备故障方面的资料可以看出,在轻水堆中,由于阀门工作不正常导致停堆的比例约为19％。1976年电力研究所的调查指出:发生故障就会导致停堆或降低功率的阀门,约占整个电站阀门总数的5％到10％。表1和2列出了从1972年12月到1979年3月期间经常造成正常停堆和事故保护停堆的几种阀门的情况。本文重点研究了六种 相似文献
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【美国《核子周刊》1983年第24卷第39期第9页报道】象窗玻璃一样脆的锆的氢化物沙眼,可能是使安大略水电公司的皮克灵2号堆(重水堆)压力管破裂的原因。自1983年8月1日起该堆停止运行,估计至少停堆3到4个月。如果这些沙眼不是由于冶金上的异常,则该公司将不得不提前10年 相似文献
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【英国《国际核工程》1991年2月号第7页报道】 1990年12月31日,美国磨石3号堆因汽轮机房的两根管子断裂立即停堆。1991年1月3日,美国核管理委员会向 相似文献
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[《瑞士原子能协会通报》1991年第15—16期第12页报道] 卡尔斯鲁厄核研究中心的小型钠冷核反应堆装置KNK—Ⅱ在完成其试验计划后,已于1991年8月23日最终停堆。该装置在经过了约20年的运行后,卓有成效地结束了快中子增殖堆的研究工作。这座由国际原子反应堆建造公司在卡尔斯鲁厄核研究中心建造的、并由核电厂运行 相似文献
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【美国《核安全》1983年第24卷第102页报道】下表简要地介绍了“核安全资料中心(NSIC)”在1982年9月1日至10月 28日期间收到的一部分领有许可证的反应堆停堆事件的报告。这些反应堆包括运行中的研究堆和商用动力堆。 相似文献
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【《欧洲核综览》1995年5—6月号第40页报道】 关于东欧特别是拥有VVER—1000型反应堆的那些国家的核电站,历史记录表明,半数以上的事故保护停堆是由仪表和控制(I＆C)系统部件故障或缺陷造成的,这种事故保护停堆频度比西方国家的高得多。 这种反应堆保护系统的事故保护停堆功能是与西方国家核电站的功能一致的。 尽管在核电站设计中国际标准规定了诸如冗余度、管道分离、可靠性及测试等要求, 相似文献
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【美国《核新闻》1983年11月号第110页报道】堆内的冷却剂水位监测系统,目前正在美国国家橡树岭研究所作最后一次测试。这种监测系统将安装在阿肯色动力照明公司的阿肯色核1-1和核1-2两座堆内。该监测系统的制造厂商,田纳西州诺克斯维尔地区的能源技术公司和马里兰州贝塞斯达的斯堪特波德两家公司,已在1983年年初获得了美国核管理委员会的许可证。能源技术公司目前正在国家橡树岭研究所对监测系统进 相似文献
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【《瑞士原子能协会通报》1987年7月第1期第11页报道】欧洲克雷·马尔维尔超凤凰增殖堆于1987年5月底停堆。根据年初制定的运行计划,这是一次长时间的计划内停堆,在此期间进行检查和维修。法国该设施 相似文献
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[美国《核新闻》1994年5月号第37卷第7期第68页报道] 今年2月,日本核安全委员会(NSC)的一反应堆专家委员会批准了有更大燃耗比的一种新型燃料,并建议将首批此新型燃料棒装入下次计划维修停堆的一座沸水堆(BWR)。 日本BWR现用的燃料组件为8×8燃料棒排列,最大燃耗率为39500兆瓦日/吨 相似文献