国际合建过热沸水堆(SBWR)

【《欧洲核能世界浏览》1990年11-12月号第15页报道】过热沸水堆(SBWR)是美国通用电气公司(GE)及其合作者,为了满足未来电力需求正在设计的下一代轻水堆(LWR)。下面简要介绍SBWR的一些设计特点。简单直接循环沸水堆(BWR):没有中间回路,因此比其它反应堆系统简单。自然循环省掉了循环泵、管路和控制     

舒兹核电厂A号机组退役

【《瑞士原子能协会通报》1991年第20期第12页报道】 1991年10月30日,位于阿登的法国——比利时合建的舒兹核电厂A号机组(Chooz-A)在运行了24年后最终停运。这座由法马通公司设计的反应堆是法国在60年代末建造的一系列压水堆的原型堆。这座320 MW的反应堆自运行以来共发电380亿千瓦小时。     

经济合作与发展组织核能机构各国和俄罗斯商业核动力堆退役综述

【《欧洲核综览》1999年 5— 6月号第 44页报道】　世界一批核电厂动力堆不断老化 ,而且人们周围的世界也在不断地发生变化 ,尤其是商业核电厂运营者们在金融和政治方面的压力。这些压力有时会导致他们决定将反应堆退役。本文概要介绍世界核反应堆退役运作的现状以及环境管理状况。截止 1998年 4月 ,有 10个国家的 73座商用核电厂的反应堆已处于退役的某个阶段。这些反应堆包括 11座西方压水堆 (PWR)、 14座沸水堆 (BWR)、11座加压重水堆 (PHWR)、 4座高温气冷堆、 3座重水慢化气冷堆 (HWGCR)、 3座快堆 (FBR)、 2座气冷堆 (GCR)、…     

日本电力公司拟建大型核反应堆

【路透社东京5月24日电】日本北陆电力公司拟在其志贺核电站建造一座大型核反应堆。该沸水堆(BWR)预定于 2005年开始运行,装机容量为 1350 MW,属日本最大功率的反应堆之一。该公司于5月24日将该反应堆计划提交     

法国三座900MW压水堆压力容器上的导管出现裂纹和泄漏

【法国《解放报》1991年11月15日报道】经检查,人们似乎发现法国运行中的3座900 MW的反应堆压力容器顶盖有裂纹和泄漏,致使比热伊3号和4号堆以及费森海姆1号堆停堆。 1991年9月24日,技术人员对比热伊3号堆进行最终检查时发现异常。该堆自8月起停堆进行运行10年后的检修。检修程序要求对一回路密封进行检查。法国电力公司(EDF)热力和生产部门说:“检查压力为207     

日本将采用新型反应堆燃料

[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     

日本1992年核电厂达近5年来的最佳运绩

【美国《核子周刊》1993年1月21日报道】据日本通产省(MITI)报道,日本的41座商用核动力反应堆1992年以连续5年高容量因子运行,达73.6%,比1991年上升0.1个百分点。MITI 说,21座 BWR 的平均容量因子为73.6%,19座 PWR 为73.5%,1座气冷堆为76.5%,而1991年它们则分别为76.1%,70.2%和65.1%。MITI 说,该平均值是自     

保加利亚改进V—230型反应堆的安全性

【英国《国际核工程》1991年3月号第29页报道】保加利亚的4座 VVER-440型反应堆全是苏联最老式的 VVER-230型堆,它们分别于1974年,1975年,1980年和1982年投入运行。过去,保加利亚把其改进工作的重点放在防地震和解决压力容器的脆裂问题上。     

英国原子能管理局采用先进技术鉴定压力容器脆裂的程度

【英国《原子》1991年3月号第4页报道】英国原子能管理局(AEA)哈威尔热堆服务(TRS)实验室的冶金学家已成功地开发出一种鉴定反应堆钢材脆裂程度的先进显微镜技术。钢材脆裂可以影响反应堆压力容器及其他部件的寿命。     

日本建成KATSUTA工程实验室

【《日本原子》1982年6月号第7页报道】为了进行反应堆一回路循环泵的可靠性和反应堆压力容器及管道的在役检验的验证试验,核动力工程试验中心从1977年开始建造的 KATSUTA工程实验室已在今年四月末建成。KATSUTA工程试验室的内循环泵验证试验将成为日本的改进型轻水堆发展的主要试验。鉴于存在放射性危害和其它困难,核电     

美国核动力及计划的最新情况

【英国《国际核工程》1984年5月号第5页报道】美国原子工业公会说,到1983年底,美国巳领取运行许可证的反应堆86座(总装机容量70,000MWe),建造中的反应堆52座(总装机容量58,000MWe),已订货的反应堆2座(总装机容量2,000MWe)。在已领取运行许可证的反应堆中,有3座堆已无限期停堆(德累斯顿-1号,三里岛-1.2号)。     

日本的文殊快堆为什么推迟启动

【英国《国际核工程》1993年4月号第14页报道】日本第一座快中子增殖反应堆(文殊快堆)在1993年10月以前不会达到临界,因为日本已将它的启动日期推迟一年。文殊快堆于 1991年 5月 18日正式开始启动试验。在试验阶段的第一部分工作中,堆内装的是临时堆芯,该堆芯由活性区内的假     

保加利亚关闭老反应堆

【世界核协会网2003年1月3日报道】 保加利亚已履行加入欧盟而做出的承诺,于 2002年12月31日最终关闭科兹洛杜伊1号堆和2号堆。 这两座堆是净功率为405 MW的第一代苏联VVER-440/230型反应堆,它们将在2004～2005年达到30年的运行寿期。基本上属于同一类型的3号堆和4号堆虽然也面临在2006年关闭的威胁,但是已经投入1.29亿欧元完成升级工作,目前正在努力缓期关闭。欧洲委员会已经同意提供2亿欧元来帮助退役这4座反应堆。 保加利亚关闭老反应堆     

日本女川3号机组投入运行

【英国《国际核工程》2002年3月刊报道】东北电力公司位于宫城县的女川核电厂第三个反应堆在2002年1月底投入商业运行。这个电功率为825MW的沸水堆(BWR)在通过了日本通产省的最后检查后并入电网。该反应堆首次并入国家电网是在2001年5月30日,它是日本计划到2010年要运行的13个新机组之一。但是,这一目标不太可能实现,因为只有另外3个反应堆在建,它们是青森县的东通1号机组、静冈县的滨冈5号机组和石川县的志贺2号机组。现在,加上女川3号机组,日本商业运行的机组共有52个。日本女川3号机组投入运行…     

欧洲委员会的Petten研究堆要重新启动

【英国《国际核工程》2002年4月刊报道】位于荷兰的Petten研究堆已获准在2002年3月22日重新启动。这座欧洲委员会所有的高通量堆(HFR)从2002年2月18日就离线了,原因是担心反应堆压力容器上的一条焊缝有毛细裂缝。“焊缝异常和反应堆压力容器寿命”评价所得出的结论是:该反应堆可以重新启动,并可运行到下一次定于2003年进行的在役检查。国际原子能机构调查发现,该设施需要改进和更经常地培训人员;改进通讯渠道;严格监督和审查程序和深层次审查反应堆许可证。欧洲委员会的Petten研究堆要重新启动…     

苏芬合作开发安全经济 VVER—91型压水堆

【英国《国际核工程》1991年3月号第19页报道】苏联的第一座 VVER-1000型反应堆(1000 MWe 压水堆)于1980年投入运行,目前有17座这样的堆在运行。VVER-91型堆是在 VVER-1000型堆经验     

切尔诺贝利反应堆设计的三大缺陷

【英国《原子》1991年5月号第12页报道】英国原子能管理局的格里姆斯顿认为,切尔诺贝利反应堆在设计方面有三个大的可能引起事故的缺陷:1.该堆具有空泡系数,并在低于满功率的20%运行时具有正功率系数。这使反应堆在低功率时容易失去控制。     

美国1982年有6座核电站领了运行执照

【英国《国际核工程》1983年3月号第10页报道】 1982年是美国发放核电站运行执照较多的一年。除两座已投入商业运行的反应堆(拉萨尔1号和塞科亚2号)外,还有三座堆(圣诺奥弗莱2号,萨默尔1号及塞科亚1号)领取了满功率运行执照,两座堆(大海湾1号和圣诺奥弗莱3号)领到了低功率运行执照。拉萨尔1号堆也领了在1982年满功率运行的执照。总之,在1982年,共有6座反应堆领取了运行执照。这使美国     

苏联开发一种商用退火技术对付压力容器脆裂

【英国《国际核工程》1991年3月号第32页报道】苏联在80年代初期就发现了VVER-440型反应堆压力容器的脆裂问题。后来的研究结果表明,脆裂问题是由压力容器钢材中的铜和磷的含量高造成的。已证明压力容器中子能量最大的区域是最易脆裂部位。为减少 VVER-440型堆压力容器的脆     

第一代到第四代反应堆

【法国原子能委员会网站2003年9月报道】自从20世纪50年代民用核反应堆诞生以来,世界上的核电反应堆经历了很大的发展和变化。第一代反应堆集中了世界上(主要是美国、俄罗斯、法国、英国)建造的首批原型堆。目前正在运行的是第二代反应堆。主要有美国、欧洲、日本的压水堆(PWR)和沸水堆(BWR);俄罗斯设计的轻水堆(VVER);东欧国家的压力管式沸水堆(RBMK),以及加拿大和印度的坎杜重水堆(CANDU)。第三代反应堆已做好建造的准备。实际上,日本已经建造了2台机组(柏崎·刈羽6号和7号)。根据需要和各国的情况,2010～2015年期间,第三代反应堆…