日本一座反应堆手动停堆

【据因特网2000年7月24日报道】7月23日下午9时03分,日本福岛I核电站2号机组(沸水堆,额定功率为784MW)以额定功率运行时,气轮机旁通阀附近出现了调节油泄漏,9时17分对反应堆实施了手动停堆。7月23日下午6时左右,中央操作室的油面水平计有微微向下倾斜的迹象,下午8时30分,中央操作室内的油面水平计再次出现了容器油面徐徐下降的迹象。因此,下午8时55分开始了现场调查,9时03分确认发生了油泄漏,同一时刻发出了汽轮机调节油容器油面偏低的警报。并于9时31分关闭了气轮机调节油供油阀,止住了泄漏。接着又在2号机组反应堆厂房一层发现了积水。…     

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.     

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％。     

整年无事故停堆

【美国《核新闻》1988年6月号第44页报道】杜克电力公司奥康尼电厂的三个机组实现了整年无事故停堆。根据电力公司报道,这些机组之一的2号机组,最近的事故停堆是1987年4月19日;而1号与3号机组分别在1986年5月和1月。以后一直没有出现事故停堆。去年,奥康尼两个机组总共有5次连续运转超100天,今年,3号机组结束了其最长连续运转——351天,到5月2日为止     

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。     

中国先进研究堆停堆冷却策略

停堆后冷却问题是中国先进研究堆（CARR）重要的安全问题之一，冷却措施的实施对CARR的安全和建设投资有重要的影响。有关停堆冷却系统应严格遵循核安全法规，确保其可靠性和安全性。CARR采用停堆初期的强迫循环及停堆后期全堆芯自然循环相结合的方式，实现正常停堆和事故停堆后的堆芯冷却。     

一体化停堆快速经济

自从西屋公司应用它的一体化停堆程序以来，已经两年多了，该程序使得目前的一次换料停堆缩短到５０天，费用为２０００万美元或更好。不久的将来，将会实现更短的停堆时间和更少的费用。     

德国达成停堆协议

【英国《国际核工程》2001年7月刊报道】 来自德国E.ON电力公司、莱茵·威斯特伐里亚电力公司(RWE),EnBw电力公司和汉堡电力公司(HEW)的执行官们与德国总理施罗德签订了一项关闭该国19座现役反应堆的协议。施塔德核电站(KKS)将是第一个于2003年关闭的核电站,其他核电站将在随后的20年左右的时间里陆续关闭。 RWE的首席执行官Dietmar Kuhnt博士说,尽管签订了这个协议,“德国电力行业仍将继续寻求洁净的目标:即保证核能在不受政治干扰的情况下尽可能长地得到利用。联邦政府已做出保证,不干扰核电厂的运营及核废物管理。” 该协议是在…     

美国反应堆停堆经验

【美国《核安全》1986年7-9月号第27卷第3期第391页报道】本文介绍关于近期反应堆停堆经验的定期汇总统计报告。包括事故次数和发生率,是根据输入到RECON 数据系统的有关运行事件的数据由橡树岭国家实验所的核运行分析中心汇编的,时间范围为1986年第一季度的三个月。同时列出的还有从1984年5月1日以来的累计资料。表1列出停堆情况随沸水堆(BWR)和压水堆(PWR)在停堆时的功率而变的资料。只包括报告时期开始时(1986年1月     

东京电力公司反应堆停堆安检

【英国《国际核工程》2003年2月刊报道】 日本东京电力公司(TEPCO)已关闭了它的第12座反应堆,作为到2003年4月中期关闭其全部17座反应堆进行安全检查的计划的一部分。直到获得地方有关当局批准后,该公司才可重新启动这些反应堆。 下一个计划于2月11日停堆的是福岛I-5。随后,柏崎·刈羽-5将于3月初停堆。柏崎·刈羽-7和福岛I-2将于3月底停堆。最后将于4月15日停堆的是福岛I-6。福岛II的4座反应堆目前已全部停堆。 由于维护数据作假丑闻,通用电气公司(GE)同意向TEPCO赔偿损失。GE的一位发言人称,该公司承认违反了它与TEPCO签定的维…     

瑞典核反应堆停堆检查

[美联社瑞典2008年10月21日电]2008年10月21日,瑞典福什马克核电厂的1台核电机组停堆进行安检,这主要是因为此前在1台同类型机组的年度检修过程中,发现反应堆的几个控制棒出现了裂纹。     

医用同位素生产堆应急停堆系统设计研究

医用同位素生产反应堆(MIPR)以硝酸铀酰(或硫酸铀酰)水溶液为核燃料,主要生产医用同位素~(99)Mo和~(131)I。反应堆的安全性是需要关注的重要问题。当发生一次冷却水泵故障、误提棒、气回路氢氧复合能力丧失等事故而未能紧急停堆的情况下,由应急停堆系统实现反应堆停堆。本文介绍了应急停堆系统的设计原理及运行方式,并分析了"正压卸料"和"负压卸料"停堆方式应急停堆瞬态过程。结果表明,"正压卸料"应急停堆可在150 s内完成燃料的完全排出;"负压卸料"应急停堆可在700 s内完成燃料的完全排出。"正压卸料"的燃料排出速度比"负压卸料"快,该研究结果可对反应堆临界安全分析提供输入数据。     

医用同位素生产堆应急停堆系统设计研究

医用同位素生产反应堆(MIPR)以硝酸铀酰（或硫酸铀酰）水溶液为核燃料,主要生产医用同位素⁹⁹Mo和¹³¹I。反应堆的安全性是需要关注的重要问题。当发生一次冷却水泵故障、误提棒、气回路氢氧复合能力丧失等事故而未能紧急停堆的情况下,由应急停堆系统实现反应堆停堆。本文介绍了应急停堆系统的设计原理及运行方式,并分析了“正压卸料”和“负压卸料”停堆方式应急停堆瞬态过程。结果表明,“正压卸料”应急停堆可在150 s内完成燃料的完全排出;“负压卸料”应急停堆可在700 s内完成燃料的完全排出。“正压卸料”的燃料排出速度比“负压卸料”快,该研究结果可对反应堆临界安全分析提供输入数据。     

实验快堆停堆后衰变热特性

一引言无论反应堆是计划内停堆,或是事故工况下的紧急停堆,正确估算停堆后裂变产物的衰变热,对冷却剂丧失事故的安全分析、热量导出系统的合理设计、燃烧过的燃料组件的运输和冷却,以及对全面掌握实验快堆的特性,都有重要的参考价值。计算停堆后的衰变热,一般有两种途径。一种是用停堆后的衰变热积分实验曲线,进行指数多项式符合,然后用符合公式进行计算,这种方法有一定的局限性。另一种是累计法,此法单独处理堆中数百种裂变产物中的每一种裂变产物的衰变热,然后相加求得反应堆总的衰变热。累计法计算的正确性主要依赖于裂变产物数据的正确性,这些数据包括裂变产物产额、半寿命、分支比、衰变方式、发射β     

CFBR-Ⅱ脉冲堆停堆过程物理分析

依据中子增殖规律,应用点堆模型动态方程分析了CFBR-Ⅱ脉冲堆停堆的物理过程,发现坪区功率与预加反应性无关,原因是缓发中子产生强度与中子增殖两个相反因素互相抵消。利用两套¹⁰B电离室分别测量获得了坪区功率和爆发脉冲后350 s内堆功率的变化。该堆停堆过程中功率变化为：坪区时3.5 MW,主安全块下降5 mm时209 kW,各部件外下限时4.8 kW,30 s时约60 W。     

对某核电厂主给水丧失手动停堆后操纵员人因失误的根本原因分析

某AP1000型核电厂在主给水丧失手动停堆后S信号自动触发,在恢复机组状态期间操纵员人因失误多次导致安全系统动作,并出现了堆芯出口过冷度低于0℃的情况。本文运用事件原因因素图(ECF)和因果分析法对该事件进行了根本原因分析。通过梳理事件序列,确定了事件发展过程中的失效点,通过对各失效点的深入分析,得出事件的根本原因为营运单位对工作计划或过程的有效性监督不够和应急运行规程不完善,并提出针对性的改进建议。     

世界核电站平均停堆次数

国　家机组数 停堆次数 (次 )计划内停堆计划外停堆合计停堆频率 (次 /台 )计划内停堆计划外停堆合计日本 50 4 0 1 0 50 0 .80 .2 1 .0美国 1 0 81 2 2 2 63 385 1 .1 2 .4 3.6法国 54 60 1 4 7 2 0 7 1 .1 2 .7 3.8德国 1 92 2 1 5 37 1 .2 0 .81 .9瑞典 1 0 1 2 2 4 36 1 .2 2 .4 3.6加拿大 2 1 945 54 0 .4 2 .1 2 .6比利时 7 91 2 2 1 1 .3 1 .7 3.0芬兰 4 4 6 1 0 1 .0 1 .5 2 .5西班牙 9 91 3 2 2 1 .0 1 .4 2 .4瑞士 5 5 5 1 0 1 .0 1 .0 2 .0韩国 1 1 1 1 1 0 2 1 1 .0 0 .91 .9俄罗斯 2 7 40 30 70 1 .5 1 .1 2 .6乌克兰 1 5 40 2…     

AP1000机组停堆运行

西屋公司开发了AP1000第三代核电技术,并在中国三门、海阳进行首堆建造。目前这两个厂址都相继进入调试阶段,因此深入地研究AP1000机组的运行操作是非常必要的,特别是AP1000引入了一些新的设计。这些新的设计将导致机组运行、特别是停堆运行,相比传统的压水堆而言,发生了一些显著的变化。本文介绍AP1000机组停堆工况下的主要操作和注意事项,指出停堆运行工况下压力/温度控制要求和方法,概要停堆运行各模式和状态下运行限制条件和停堆运行的主要风险。通过本文的介绍,进一步提高技术、调试和运行人员对电站停堆运行的理解。