美爱达荷启动先进试验堆大修

正【世界核新闻网站2021年5月25日报道】美国爱达荷国家实验室(INL)从2021年4月开始对先进试验堆(ATR)进行大修。此次大修是该堆的第六次大修,将耗时约9个月。预计该堆将于2022年初恢复运行。完成大修后,该堆将至少能够继续运行10年。先进试验堆是一座压水堆,1967年投运,     

日本的新型转换堆ATR简介

日本用自己的技术建造的发电堆——新型转换堆“普贤”(ATR 原型堆),是1979年3月20日开始投入试运行。该堆自投建到建成共花了八年多时间,是日本第一座国产发电堆。ATR 原型堆的优点是:使用核燃料灵活性大,可在同一堆芯内有效地利用氧化铀燃     

新型转换堆(ATR)下降段大破口失水事故的实验研究

为了分析新型转换堆(ATR)的大破口失水事故,在日本动力堆和核燃料开发集团大洗工程中心的 ATR 安全分析实验回路上,进行了三次不同破口直径的 ATR 下降段大破口失水事故实验。通过实验,对影响燃料元件安全的主要参数进行了测量和分析讨论。     

日刊指出日本在建设ATR型转换堆问题上意见不一

【日本《日刊工业新闻》1982年2月6日第4版报道】目前,围绕新型转换堆——ATR堆的实证堆的建设问题,对这种堆型具有强烈愿望的日本原子能委员会和持消极态度的科技厅、电力界之间的分歧已趋于表面化,据说,到实际作出建设ATR堆的计划恐怕还需要相当长的时间。这种分     

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     

新型转换堆失水事故模拟实验的验算和分析

为了分析新型转换堆(ATR)的下降段大破口失水事故,利用建立在日本动力堆和核燃料开发集团,大洗工程中心的ATR安全分析实验回路,于1986年10月进行了三次不同破口直径的ATR下降段大破口失水事故实验。用大破口LOCA计算程序SENHOR和HEATUP对这三个实验进行了分析计算,并对一些实验现象进行了讨论。     

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     

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     

日本ATR“普贤”堆管道系统出现裂纹

日本“动燃”事业团1981年1月13日发表了一篇调查报告,题为《关于新型热堆 ATR 冷却系统管道由于应力腐蚀产生的裂纹问题的调查结果》。该堆于去年11月17日因换料而停堆,裂纹是在停堆期间(12月6日)发现的。     

日本建议继续利用先进热堆

【《日本原子》1996年1月号第12页报道】 1995年12月8日,日本科技厅(STA)向原子能委员会(AEC)提交一份具体的书面建议:继续研究和发展先进热堆(ATR),以及继续利用普贤原型ATR和混合氧化物(MOX)燃料生产设施。自从NRC在1995年8月25日决定中止建造示范ATR以来,涉及该计划的下列五个机构一直在讨论今后怎么办的问题,即STA、电力公     

日本“普贤”堆1986年将装弓形燃料

【日本《日刊工业新闻》1985年5月8日报道】动力堆核燃料开发事业团为进行新型转换堆(ATR)负载跟踪试验,完成了“普贤”原型堆装料的弓形燃料棒的设计,最近已向科技厅提出了安全审查的要求。该研究工作是这样的:先将新研制的燃料棒装入“普贤”堆,燃烧一定时间后,再装入日本原子能研究所的材料试验堆“JMTR”,     

重水堆长寿命中子探测器

【日本《东芝评论》1981年132期报道】日本“动力堆·核燃料开发事业团”研制的先进热堆(ATR)“普贤”,是一种重水慢化沸水堆,堆芯中子通量较高,而且需要使用线性度高的中子探测器。东芝电气公司根据与“动·燃”事业团签订的合同,     

法马通耐事故燃料在美国试验堆中进行辐照试验

正【世界核新闻网站2018年6月18日报道】美国能源部近日宣布,法国法马通公司(Framatome)耐事故燃料已装入爱达荷国家实验室(INL)先进试验堆(ATR)进行辐照试验。法马通是接受美国能源部耐事故燃料研发计划资助的三家公司之一。另外两家公司是全球核燃料公司(GNF)和西屋公司(Westinghouse)。能源部的这项研发计划在2011年福岛核事故后启动,目标是在2022年前将耐事故燃料装入商     

日本制成ATR堆用的铀钚混合燃料元件

【日本《原子能快报》1980年11月17日报道】日本“动·燃”事业团按计划于11月17日将新型转换堆“普贤”(ATR 原型堆,电功率16.5万千瓦)停堆,在预定停堆的四个星期内,将作以下几项工作:(1)更换核燃料(共更换36个燃料组件);(2)更换重水净化系统的离子交换树脂;(3)检修装卸料机;(4)检修机器设备     

日本正在生产ATR堆用的铀钚混合氧化物燃料

【日本《原子能快报》1980年7月17日报道】日本《动·燃》事业团为了有效地利用铀资源,正在把从轻水堆辐照燃料里提取出来的钚同贫化铀再加工成用于快堆和新型转换堆(ATR)的燃料。最近,他们从东海村后处理工厂提取出来的90公斤钚中,拿出约40公斤硝酸钚,按铀和钚1:1的比例进     

快堆基准检验程序系统FRBT

一、引言核数据的基准检验是核数据评价工作的重要环节之一。基准检验结果是评价核数据的识分依据,是核数据不断更新的重要基础,也是核装置设计的重要依据。美国ENDF/B库各版的基准检验都以快堆基准为主要依据。这不仅因为快堆是核动力堆的发展方向,而且不同能谱的多个快堆几乎复盖了核截面的整个能区,最有利于     

核工业标准化研究所主要研究室

第一研究室 该室是由原来的反应堆工程标准化研究室和核仪器仪表标准化研究室调整组合而成。10年来,为军用核动力设施,核电厂的设计建造,工、农、医用核仪器,组织编制了军用核动力、核动力堆、脉冲堆、低温供热堆、高温气冷堆、试验快堆,核仪器仪表等方面的标准体系表,HAF系列法规、导则和技术文件,国家标准、国家军用标准和核行业标准近500项。完成标准化科研项目30多项。     

核电站堆外核测量系统的原理及工程实践

介绍了堆外核测量系统的原理和组成,比较了AP1000与二代加改进型压水堆核电站堆外核测量系统的异同,分析了各自的优缺点,并提出了堆外核测量系统的一个发展方向。     

日本2000年后每年耗钚1.1吨

【日本《每 日新闻》1995年 10月24日报 道】据日本1995年版原子能白皮书提供的数字,由于停建ATR新型转换堆,代之以建设改良型轻水堆并采用100％的铀钚混合氧化物燃料,从2000年起,日本钚的年耗量将由原子能开发利用长期计划中预测的0.5吨增加到1.1吨。另外,原计划每年耗钚0.2吨的原型快堆“普贤”的耗体量,目前尚不明确,已被排除在消耗钚的对象之外。     

国外利用钚的情况调查

【日本《原子》1982年8月第50页报道】由于担心快堆实现商用化的时期会推迟,从防止核扩散的观点看,积蓄的钚的用处是一个严重的问题。日本解决这一问题的办法除了 ATR 型堆使用外,还可以考虑轻水堆利用钚的问题。日本通产省为了了解这一问题,于1982年4月派了一个调查团,对有关国家作了调查。