EDF核电机组新容器封头的焊接缺陷

【美国《核子周刊》 1998年 4月 2日报道】　法国电力公司 (EDF)和核设施安全管理局 (DSIN)说 ,EDF特里卡斯坦 - 4机组在上一个运行周期曾发生一起硼酸泄漏到一个新的反应堆容器封头外表面的事故。一回路泄漏起因于控制棒驱动机构 (CRDM)壳体与一接头连接处的伞形密封的焊接出现几处裂缝。EDF核电厂运行部技术支持科科长Jean Pierre Hutin说 ,EDF与合同方法马通(Framatome)将对此焊缝进行修复并检查容器封头的腐蚀情况Hutin说 ,问题在于对此处的伞形密封焊接时 ,技术上遇到了困难。他说 ,焊缝缺陷不是新出现的 ,早在 2 0年前当 E…     

日本开发出中子辐照环境控制法

<正>【日本原子能研究开发机构网站2010年1月14日报道】日本原子能研究开发机构(JAEA)利用填充了铍金属微粒的辐照样品盒定位器,在世界上首次成功开发出了"中子辐照环境控制法",可以在辐照试验反应堆为用户提供更理想的中子场。     

一种铅冷快堆主要构件的辐照损伤计算

为满足公众对更安全、更经济和环境更友好的核能系统的需求,提出一种铅铋合金冷却的铅冷快堆(Breeding Lead-based Economical Safe System–Demonstration,BLESS-D)。BLESS-D反应堆采用池式结构,热功率300 MW。金属材料受中子辐照时将造成材料的晶格缺陷,导致材料的宏观性能变化,改变其物理和机械性能。BLESS-D反应堆中有许多在反应堆寿期内不可更换的关键部件和设备,这些构件在反应堆运行期间如受到中子辐照损伤,将影响构件材料的性能,进而导致设备的使用寿命,限制了反应堆的寿命。本文通过计算BLESS-D反应堆主要部件和设备的原子离位数(Displacement Per Atom,DPA),评估结构材料的辐照损伤程度。利用SPECTER程序和MCNP程序进行燃料包壳、内部容器、主泵泵壳、蒸汽发生器壳和反应堆容器的DPA模拟计算,计算结果与发生材料辐照效应的DPA限值进行比较,发现内部容器的累积DPA在20年寿期内超过了材料辐照效应限值,需要进一步分析并优化设计,确保其寿期内的安全性。     

秦山核电厂反应堆压力容器第三根辐照监督管解体和样品分装

为完成秦山核电厂反应堆压力容器第三根辐照监督管辐照力学性能试验,对辐照监督管进行解体,并将冲击、断裂韧性、拉伸样品以及温度盒和剂量盒进行了分装。 解体中对辐照监督管的抓头组件进行了照像,观测到抓头的两个定位片磨损严重,两个支撑弹簧均已断裂。将照片和上述信息及时反馈给秦山核电厂后,引起了秦山核电厂的高度重视,决定于2002年停堆期间,对辐照监督管的支撑定位结构进行彻底改造。 根据前两根辐照监督管样品顶出时遇到的困难,设计加工了新的样品顶出装置。实践证明结     

日本三菱公司向中国交付反应堆容器

【《日本原子》 1999年 3月号第 16页报道】　 1999年 2月 2日 ,日本三菱重工株式会社 (MHI)在其神户造船厂及机械工厂向中国秦山二期 1号核电机组 (压水堆 ,功率为 6 0 0 MWe)交付了一台反应堆容器。该公司还收到了一回路泵和补水泵订单 ,这些泵随后将被船运到秦山。这是三菱公司第二次向秦山出口反应堆容器 ,该公司于 1986年已向秦山一期 1号核电机组 (压水堆 ,30 0 MWe)交了一反应堆容器。秦山二期项目包括有两台 6 0 0 MWe的核电机组。秦山二期 1号机组于 1996年开始建造 ,拟订于 2 0 0 2年投运。反应堆容器的招标是于 1995年进行的…     

用于HFETR的材料辐照试验的新型装置

针对各种反应堆结构材料辐照样品的温度与中子注量要求，设计了一种适用于在高通量工程试验堆(HFETR)堆内进行材料辐照试验的新型辐照装置。本文简要介绍了该装置的结构特点、技术特点、辐照罐的设计以及测试系统与试验情况。目前，该装置已完成了多种材料的辐照试验，结果表明：装置具有温度调节范围宽(0-120℃)、系统调节能力强、安全可靠和出入反应堆方便等优点．完全能满足各种反应堆结构材料的高低温辐照试验要求。     

高杰马公司1997年MOX燃料制造实绩

【根据高杰马公司 1997年年度报告报道】　欧洲开始使用 MOX燃料快有 2 0个年头了 ,以 MOX燃料作为反应堆燃料的情况日益增多 ,截至 1998年 1月 ,法国已有 14座反应堆装上了 MOX燃料。估计装 MOX燃料的反应堆数量将与法国电力公司 (EDF)的装料实施计划相符 ,今后将会进一步增加。德国、比利时和瑞士共有 12座反应堆装上了 MOX燃料。从下世纪初开始 ,欧共体各国的 MOX燃料制造能力预计可供应欧洲 5 0座反应堆使用。日本预定有 4座反应堆即将使用 MOX燃料 ,根据电气事业联合会的计划 ,到 2 0 10年将又有 14座反应堆装上 MOX燃料。…     

法国正在进行第二轮为期10年的检查

【美国《核新闻》2000年5月刊报道】法国电力公司(EDF)即将花费约100亿法郎(17亿美元),以完成对34座900MW级压水堆的第二轮为期10年的检查。此次检查将一直持续到2008年。为了给标准反应堆制定一个广泛而又有成本效益的检查计划,分别于1998和1999年对特里卡斯坦1和费森海姆1两座反应堆进行了试验性检查。按计划,今年将检查当皮埃尔1、比热伊2、特里卡斯坦2、费森海姆2等4座反应堆。每次为期10年的检查包括约4个月的停役时间,并雇佣包括承包商在内的1000～2000名工作人员。反应堆时效问题是法国安全局(DSIN)优先考虑的事项,它希望EDF的…     

氢在中子辐照硅单晶中的特性

我们采用样品熔融-气体色谱分析方法测得氢气氛区熔的硅单硅中含氢量为1—1.5×10~(17)cm~3,将这种硅单晶放在反应堆内辐照到2×10~(17)n/cm~2的中子剂量,然后作等时和等温退火,测量电阻率、正电子湮没寿命谱。     

法国的PWR应急操作程序适用于VVER型堆

[美国《核子周刊》1996年9月19日刊报道] 在法国电力公司(EDF)900 MWPWR上应用的应急操作程序也适用于VVER-440型反应堆,这已在由EDF的里昂工程中心(CLI)为首的多国开发的洛维萨VVER型反应堆模拟机上第一次得到证实。 CLI主任Paul Amoravain说,据我所知还没有能证明将西方国家程序用于前苏联设计的VVER型堆上的可能性的其他例子。西     

法国1995年核电占其总发电量的76%

【美国《核子周刊》1996年2月15日刊第8页报道】 据法国电力公司(EDF)说,法国1995年电力生产中的76％是核电,另外EDF同年的总发电量中核电占了81％。 法国1995年核电厂发电量总共为3586亿千瓦小时(kWh),比1994年增加5％。EDF的压水堆机组的平均可利用功率为81％,略低于1994年的81.3％,但已完全达到EDF连续10年缓慢下降以后改善反应堆     

法国EDF希望向岭澳核电厂扩建提供技术支持

[法国核学会网站2004年8月报道]据法国电力公司(EDF)的发言人说,EDF将保证对岭澳核电厂扩建的设计、建造和运行提供技术支持。 中国计划在岭澳再建两座各为1000MW的新反应堆。部长会议己为加速该扩建计划和浙江省三门核电厂一期工程向中国核工业     

美国核管理委员会要求解决过冷瞬态变化带来的热冲击等问题

【《美国核管理委员会内部通讯》1981年4月6日报道】过冷瞬态变化能引起热冲击和反应堆容器的破裂,特别是对焊缝中含有0.2—0.5%的铜的那些堆。为了解决这个问题,核管理委员会正在寻求反应堆厂商的帮助。核管理委员会的工作人员说,由于铜焊能使反应堆容器更容易发生辐照脆裂,因而     

1997年EDF的安全状况继续得到改善

【美国《核子周刊》 1998年 2月 19日报道】　法国电力公司 (EDF)核安全主任说 ,EDF核电厂 1997年的安全性能达到新的水平。他又说 ,行业中所用的传统指示器已不能充分反映 EDF核电厂安全性能的改进。核安全主任 (IGSN) Claude Frantzen在不久前发表的 1997年核安全报告中说 ,1997年 EDF的 5 7座压水堆的平均可利用率达到82 .6 % ;每台机组平均发生 7.8起事件 (1996年为 8.1起 ) ,每台机组每运行 70 0 0小时紧急停堆 1.4次 (1996年为 1.5次 )。人员照射量数据也比上一年好 ,平均个人剂量降至 2 .6 5毫希 (1996年为 2 .9毫希 )。尤其…     

ASTM E 2215-15 评价轻水慢化核反应堆容器监视膜片的标准实践轻水慢化核动力堆容器中监视辐照(样品)盒的评定规程

正该标准涵盖对轻水中等核反应堆容器监视膜片辐照盒的试样和放射剂量的评估。此外,该标准对设计使用年限和使用年限外运行的监视膜片辐照盒取出时间的再次评估给予指导。该标准是核反应堆压力容器所需的监督计划大纲的系列标准实践之一。监管计划监视大纲监控铁素体钢中辐射诱导的变化,铁素体钢是构成轻水慢化反应堆压力容器的安全带。     

美使用“迷你燃料”加速材料性能研究

正【世界核新闻网站2019年6月5日报道】2019年6月3日,美国橡树岭国家实验室(ORNL)宣布,已在高通量同位素反应堆(HFIR)中使用"迷你燃料"样品,加快核燃料材料性能研究。这种"迷你燃料"是一种针头大小的辐照样品,仅为常规核燃料芯块的千分之一。燃料材料和反应堆设备材料在确保安全和性能方面发挥着着非常重要的作用,必须了解     

自动切割取样装置研制

在分离短寿命裂变产物时,辐照后的样品经“气动传输系统”传出后,需将样品从样品盒中取出。因研究对象是半衰期为分钟级的短寿命核素,取样时间应尽可能的短。刚辐照后的样品剂量水平为居里级。为此,本工作针对液体样品的快速切割取样进行了研究,并成功研制出“自动切割取样装置     

中国先进研究堆2019年度运行年报

<正>1反应堆运行情况中国先进研究堆(CARR)2019年超额完成年度运行计划,年度累计功率运行58天,最大稳定运行功率约为40MW,总释放能量约为1 233.75MW·d。本年度顺利完成了ITER靶件堆内辐照考核、8#-02靶件辐照任务。反应堆运行过程中还进行8#-01靶件辐照、3#靶件辐照、ALN靶件、中子散射实验装置调试等实验。2异常、故障和事故情况本年度开堆期间发生一次非计划停堆事件。     

法国核设施安全管理局就乏燃料运输中的污染问题发表报告

【美国《核燃料》 1998年 5月 13日报道】　法国核设施安全管理局 (DSIN)局长就乏燃料运输容器放射性污染发表了关于初步调查结果的长达 10页的报告。报告证实了下述结论——即使在装卸过程中与容器接触最多的工人也仅仅受到可忽略的剂量。初步调查表明 ,虽然在运输用的大量乏燃料容器和铁路货车上发现的表面污染超出4 Bq/ cm2的最大可接受限值 ,但仍然遵守保健规程。但报告对起运乏燃料的法国核电厂营运者法国电力公司 (EDF)提出严厉批评 ,报告说 EDF“在技术和组织工作方面都缺少敬业精神”。 Cogema、核运输公司 (Cogema下属运输子…     

国产A508-Ⅲ钢辐照后的室温低周疲劳性能

A508-Ⅲ钢是国际上核一级压力容器的常用材料。由于反应堆压力容器在服役过程中将暴露在较强的中子辐照场中，辐照脆化是压力容器老化失效的主要原因之一。因此，容器材料辐照后的疲劳性能应该被检测并将数据结果存入数据库，以便于评估压力容器在服役过程中的安全性及剩余寿命。