斯洛伐克共和国加入OECD/NEA

20 0 2年 6月 1 3日 ,OECD委员会批准斯洛伐克共和国加入 OECD核能机构及其数据库。斯洛伐克共和国已于 2 0 0 0年 1 2月 1 4日成为OECD的成员 ,这样 OECD的成员国就增长到了2 8个。斯洛伐克共和国有 6个核电机组 ( VVER-44 0反应堆 )在运行 ,发电量占全国总发电量的5 3%。这个国家制定了核法律、法规 ,建立了独立的核安全审管机构 ,有核安全培训设施和积极的放射性废物管理计划。继捷克和匈牙利之后 ,斯洛伐克成为加入OECD/NEA的第 3个中欧国家 ,这将进一步加强 NEA主持下的核安全、审管和发展领域的国际合作。斯洛伐克还向 O…     

美国一核反应堆因事故停堆

【美通社布里奇曼2003年1月16日电】 2003年1月15日晚,美国电力公司库克核电厂1号机组因主变压器起火而自动停堆,并紧急启动了厂区应急计划。 该变压器紧邻电厂,用于提升电厂发电机的电压,以便远距离输电。火灾持续了约35分钟。在事故期间,电厂的所有安全系统均作出正常响应,机组也处于稳定状态。目前事故原因正在调查之中。 该电厂的2号机组未受影响,仍在满功率发电。 美国一核反应堆因事故停堆     

低温供热堆或研究堆超设计基准事故停堆方法和停堆系统

本发明属于核反应堆控制领域，具体说是一种低温供热堆或研究堆超设计基准事故的停堆方法和停堆系统。其特征是在堆芯内靠近中央处布置至少两个由中子吸收截面小的材料制成的空腔栅元，反应堆正常运行时，该空腔栅元内充氮气，在发生超设计基准事故时，向空腔栅元注入含硼水或去离子水，引入负反应性，实现停堆。     

低温供热堆或研究堆超设计基准事故停堆方法和停堆系统

本发明属于核反应堆控制领域，具体说是一种低温供热堆或研究堆超设计基准事故的停堆方法和停堆系统。其特征是在堆芯内靠近中央处布置至少两个由中子吸收截面小的材料制成的空腔栅元，反应堆正常运行时，该空腔栅元内充氮气，在发生超设计基准事故时，向空腔栅元注入含硼水或去离子水，引入负反应性，实现停堆。与注含硼水的停堆方法相比，其显著效果是可以避免大量的含硼水与大量慢化水混合，这样无需设置除硼的复杂系统和耗费大量的处理时间。而且在事故情况下向空腔栅元内注入含硼水或去离子水比核电站注硼响应时间短，甚至可与控制棒落棒响应时间相当。     

OECD／NEA完成大型严重事故试验

【美国《核新闻》2002年12月刊报道】 经济合作与发展组织核能机构(OECD/NEA)2002年10月18日宣布,在9月份莫斯科库尔恰多夫研究所进行了涉及轻水堆堆芯典型材料熔化的大型严重事故试验。试验期间,堆芯材料被加热到2000℃以上。 该试验是在NEA支助下进行的MASCA计划的一部分。从早期MASCA试验获得的经验可对最后试验中熔池状况做出精确的预测。 为了此次试验,在堆芯达到稳态前采用的钢板在材料熔化后继续试验了半小时。后续试验检查将包括截取固体材料和实行金属石墨检查以收集信息。 上述试验所产生的结果除与俄罗斯设计的压水堆(…     

世界紧急停堆频率统计比较

当前许多国家正在竭尽全力减少核电厂的紧急停堆频率,然而由于缺少一致的数据,使很有意义的世界紧急停堆频率统计的比较工作受到了妨碍。在经济合作和发展组织(OECD)的核能机构的赞助下,目前正在努力收集统一的数据。第一批收集的数据已经获得。这些数据说明了各国之间所报道的紧急停堆率有着很大的差别。     

OECD/NEA国家的核电生产情况

【国际原子能机构《简讯》1996年7—8月号第3期第7页报道】 经济合作和发展组织(OECD)核能机构(NEA)成员国的核电站生产的电力将持续增长,从1995年的1902TWh增加到2010年的2171TWh。但是,核电占OECD总的电力生产的份额将计划从1995年的24.6％稳定在2000年的24％,到2010年将稍稍下降到21.7％。2000年以后,电力需求将继续以每年约1.7％的速度增长。这些数据登载在年度调查《核能     

美国受苏联核事故影响宣布N堆停堆

[日本《原子能快报》1986年12月15日报道]美国能源部于1986年12月12日宣布其唯一的一座与苏联切尔诺贝利核电站类似结构的反应堆在三周以内停止运行,以便花费六个月的时间进行提高安全     

停电事故导致巴西核电机组停堆

【世界核新闻网站2009年11月12日报道】当巴西国家电网于2009年11月10日出现故障时,安格拉核电厂的2台核电机组自动关闭。根据该电厂运营商Eletronuclear提供的信息,在失去外部电源时,由应急柴油发电机组维持机组运行,反应堆本身进入通过冷却水的自然循环来维持核安全的状态。     

中国先进研究堆未能停堆的全厂断电事故分析

针对中国先进研究堆(CARR)的具体结构和运行特点,考虑冷却剂所有可能的流动状态以及换热形式,利用FORTRAN程序设计语言开发了CARR瞬态热工水力计算程序TSACC.利用程序对CARR发生全厂断电事故(SBO)时控制棒不能下落,且应急冷却泵不能投入运行这一严重事故工况进行了计算分析.计算结果表明:CARR发生SBO时,在应急冷却系统故障和控制棒不能插入堆芯的严重事故工况下,堆芯功率仍然能够在冷却剂密度反馈、空泡反馈及燃料多普勒反馈等作用下降低至较低的水平,能够保证燃料元件结构的完整性,也说明了CARR具有很高的固有安全性.计算结果同时发现:在自然循环建立过程中,堆芯冷却剂流量出现了短暂的密度波流动不稳定现象.     

停堆断路器停堆动作可靠性分析

利用故障树方法分析不同结构停堆断路器的停堆动作误动和拒动故障.分析中充分考虑了拒动这一安全故障类型对停堆动作的影响.分析结果表明,停堆断路器2/4类型2结构的拒动率和可靠度指标优于其他结构,停堆断路器拒动的改善措施应侧重于停堆驱动信号拒动率的减小.     

核电厂停堆工况下事故及其处置研究

核电厂停堆工况下事故及其处置研究@李吉根@杜春@刘洋@周红     

中国实验快堆事故停堆后余热排放过程的数值模拟

分析了中国实验快堆事故停堆后余热的排放过程。对热钠池中的流动与传热采用多孔介质模型的全三维数值模拟,对堆芯支路、事故热交换冷却回路和空冷塔冷却支路采用一维系统分析程序进行数值模拟。通过三维部分和一维部分相互耦合,模拟了余热排放的瞬态过程,得到了堆芯出口温度、燃料元件包壳的最高温度、余热热交换器的余热排放功率等许多重要参数随时间的变化曲线,对中国实验快堆的安全设计有重要的参考价值     

200MW池式供热堆未能紧急停堆的预期瞬变事故分析

利用轻水堆系统通用的热工水力分析程序ＴＥＴＲＡＮ－０２,对２００ＭＷ池式供热堆的未能紧急停堆的预期瞬变事故。即断电ＡＴＷＳ事故,误提棒ＡＴＷＳ事故,外负荷丧失ＡＴＷＳ事故等进行了计算和分析。结果表明,在事故过程中,订参数没有超出鸡范围;不需任何设备动作和人员干预,反应堆就能自动降功率,维持长期堆芯冷却,具有较高的安全性。     

日本将提前实现福岛第一核电站事故机组的冷停堆

[本刊2011年10月综合报道]国际原子能机构(IAEA)大会于2011年9月19日在维也纳开幕.日本核电站事故担当相细野豪志在会上发表了演讲,称争取在年内完成福岛第一核电站事故平息工作的关键阶段冷停堆,表示原定2012年1月中旬实现的第二阶段目标将提前.该发言意在向国际社会展示日本政府在事故发生半年来已取得的进展.然...     

法国凤凰堆停堆检修

【法国《核电》1980年6月10日报道】“凤凰”增殖堆停堆大约3个月,进行10年一次的例行大检修。该堆1979年的利用系数超过90％。     

OECD／NEA关于“核电与气候变化”的研究

本文根据ＩＮＴＥＲＮＥＴ的报道,介绍了ＯＥＣＤ／ＮＥＡ关于“核电与气候变化”研究的内容,。     

钠冷快堆反应性意外引入事故时停堆保护研究

在反应堆系统中,当反应堆处于异常工况时,如果运行参数超出保护限值,则由保护系统触发相关保护动作,以保证反应堆的状态符合事故验收准则的要求。本文将通过Simulink建立钠冷快堆主要系统模型,在发生反应性意外引入事故时,借鉴快堆事故分析中预期瞬态无停堆保护(ATWS)的分析方法,基于相应保护参数的测量误差和数据处理过程对反应堆一回路的保护参数及其整定值进行研究,并确保钠冷快堆的状态在整个反应性引入事故过程中符合钠冷快堆的事故验收准则。仿真结果表明,当发生补偿棒失控提升5 s和10 s时,目前的堆芯出口钠温、功率、功率流量比等保护参数的整定值、信号测量延迟及落棒时间可取其他值。当补偿棒失控提升15 s时,只要保证保护参数整定值、相应参数的信号测量延迟及落棒时间能使反应堆在36.45 s前进入深度次临界都是可以的。