德国最老的核电厂将在2005年关闭

根据德国联邦环境部(BMU)的计划,德国最老的奥布利希海姆核电厂在延长2年的寿期后,将在2005年中期到年底关闭。BMU拒绝了运营者EnBW公司提出的转让内卡-2号堆15 TW·h寿期生产权的申请,这样会使奥布利希海姆核电厂的运行寿期再延长5年半。EnBW被允许从菲利普斯堡-1反应堆转让5.5 TW·h给奥布利希海姆核电厂,使其寿期延长约2年,在此过程中实际上减少了菲利普斯堡-1反应堆的运行寿期。德国最老的核电厂将在2005年关闭     

HANARO堆的老化管理计划

HANARO堆设计为满功率运行不短于20年。根据对运行实践数据的重新评审，通过适当的在役检查（ISI）和预防性维修，估计反应堆寿命应比设计寿命长得多。为此，因为同意延长寿命，正在准备制定HANARO堆的老化管理计划。对安全相关系统和部件，已经建立了ISI的长期计划，2000年10月已成功地进行了ISI计划的第一步。发现反射层容器内壳是反应堆组件的最重要部份。作为评价老化效应的可行方法，首先考虑采用物理跟踪几何尺寸变化的方法重新评价伴随其长度几何变化的物理跟踪的辐照蠕变与增长。在设计阶段就依照疲劳验证的下落次数确定了 反应性控制装置（停堆装置和控制吸收体装置）的寿命。对下降周期限值的增加，准备了补充的疲劳试验。HANARO堆使用控制计算机是在15年前上市的产品，硬件和软件的生产已经终止，必需的备用部件在不久的将来不再适用。为了克服假想的故障，在新的PC基本控制系统中正在考虑现有系统的改进。     

俄罗斯12座反应堆延长运行寿期

【法国《核综论》2000年第6期报道】 俄罗斯原子能部宣布为延长运行中的12个核电机组的运行寿命开绿灯。在这些机组中,首批延长的有新沃罗涅日斯基3号 和4号机组,它们是20世纪70年代初俄罗斯建造的最老的机组,但是,还有建得晚一些(1973/1975年)的科拉1号和2号,也是VVER。 原子能部还未确定这些反应堆延长运行寿期的期限。他认为这一决定对于俄罗斯通过延长运行中的核电站寿命以暂时缓解电力短缺是必要的,电力短缺是由于放弃建造一些新的核电站造成的。原子能部指出,涉及延长寿期的机组在1992和1999年实施了重大的安全改进计划。因此,他认…     

美国核电机组许可证展期和功率提升情况

目前美国现役核反应堆业主可以通过采取以下2种方案或其中的一种使其以前的核电投资获得最大的效益：许可证展期，该方案可以在现有许可证的基础上，将反应堆运行寿期延长20年；功率提升，该方案可以在最初的基本反应堆部件的基础上，提高反应堆净装机容量。     

俄罗斯科拉1号和列宁格勒1号机组运行寿期延长

【英国《国际核工程》2003年8月刊报道】 2003年6月29日,在VVER-440型压水堆30周年纪念仪式上,俄联邦国家核与辐射安全监督委员会(Gosatomnadzor)向俄罗斯原子能公司(Rosenergoatom)颁发了将科拉1号机组运行寿期延长5年的许可证。 该反应堆的升级和现代化改造已耗资近2亿美元,Rosenergoatom首席执行官Sergei Ivanov称,科拉1号机组还能运行15年。 同时,一项安全研究显示列宁格勒1号机组运行寿期可以延长15年,一份支持该机组展期的安全评估已交给Gosatomnadzor。该机组于1973年12月首次并网发电。电厂业主Rosenergoatom还计划对该电厂另…     

美国电力研究所设计先进型轻水堆

【《瑞士原子能协会通报》1988年第7/8期第15页报道】美国电力研究所(EPRI)对先进型轻水堆设计准则进行深入细致的工作,这些准则可应用于美国下十年可能的新核电站计划。有许多美国电力公司参加的这项计划将持续到1990年,该计划将明确指出两种核反应堆系统(即功率为1100-1300MW的大型反应堆和功率为600MW的较小型反应堆)在设计和运行特性方面所提出的要求。     

具有成本效益的电站寿期管理

【英国《国际核工程》2000年11月刊报道】系统的老化和电站寿期管理计划的目的是能够规划电站部件的使用期限并在部件出现故障之前指出部件的有效使用期何时结束。此类计划的另一个重要作用是随着电站年龄的增大,增大电站的可用性,并能够根据经济和技术效果来实施既定的维护战略。概念西门子核电公司开发出了Comsy(老化状态和电站寿期监测系统)软件。这套系统可以在整个寿期内对机械部件进行跟踪,并以运行的经济性为重点。Comsy软件需要与服务寿期有关的部件参数和运行参数,并对其进行管理和评估。下列电站数据都被储存在虚拟的电站数据模…     

英国奥德伯里核电站将延长10年运行寿期

【欧洲核学会《核新闻网》 1998年 4月2日报道】　由镁诺克斯电力公司运营的奥德伯里核电站获准继续运行 10年 ,使其运行寿期达到了 4 0年。英国核设施检查机构 (NII) 4月 1日宣布 ,它已完成了对该电站定期安全评审(PSR)的评估工作。 NII说 ,它对奥德伯里核电站能在运行 30年后继续服役感到满意(该电站到 3月份为止已运行满 30年 )。该检查机构说 ,PSR证明该电站能运行4 0年 ,但很难对一些部分 (如堆内构件 )做出长期的预测。因此 ,计划在今后的运行中定期进行评审。近年来 ,NII还批准了其它几台镁诺克斯反应堆机组延长运行 10年。199…     

美能源部建军用堆的新设想

【英国《自然》1988年8月18日第551页报道】过去几年,美国反应堆制造商的境况一直不太景气,更不用说那些开发新堆设计的公司了。为此,美国能源部打算制订新的方针,能源部建新堆计划之所以必要,是因为需要生产氚和武器级钚的新堆来取代老化的反应堆,这些老化的反应堆为满足生产的需求正在被迫延长使用期。国家研究委员会的两份报告清楚地表明,这样来维持现     

核电站在役检查

为了确保核电站有高度的安全性和可靠性,在核电站的使用寿期内,需要对反应堆主要设备和系统作严格的在役检查。本文评述和分析了几种典型的在役检查方法和装置的发展,及其对核电站设计所提出的要求。     

日本美滨3号机组运行寿期将超过40年

<正>【世界核新闻网站2017年6月8日报道】日本关西电力公司(Kansai)已决定将美滨3号机组的运行寿期延长至超过40年。该机组已获得延寿20年的监管许可,关西电力正在为该机组制定安全升级计划。根据2013年7月生效的新法规,日本核电机组的正常运行寿期为40年。一台核电机组仅能延寿一次,最长可延寿20年。     

小型化气冷球床堆方案设计与应用研究

商用核电站的大规模建造和并网,缓解了我国电力供应和环境污染等问题,但很难满足孤立岛屿、小型基地、航天推进等潜在的应用环境。因此,须发展不同功率范围的小型化、可移动式核反应堆系统,以适应未来电力市场和动力装置对核能的需求。考虑到球床堆具有出口温度高、安全性好等特点,设计了一个基于闭式布雷顿循环、热功率为5 MW的核反应堆系统,给出了总体设计参数和反应堆部分的物理、热工特性。结果表明,该系统的能量转换效率约为35.2%,可达到6.14kg/kWe的比重量。反应堆寿期初和寿期末的剩余反应性分别为4.88$和2.28$,满足10a设计寿命的燃耗要求。反应堆进、出口温度分别为868.7K和1 295.8K,额定功率下燃料最高温度为1 576K,低于设计温度限值1 600K。     

铅铋反应堆堆芯流量分区智能优化方法研究

堆芯流量分区是实现堆芯出口温度展平的重要手段,合理地分区可以提高反应堆的安全性和经济性。本文将人工智能优化算法与单通道模型进行耦合,构建了反应堆堆芯流量分区计算模型,分别开展遗传算法、差分进化算法、量子遗传算法在反应堆流量分区问题上的收敛性分析。根据所得最优算法,分别以寿期初功率分布、各燃料组件在整个寿期内最大功率为样本数据,基于小型长寿命自然循环铅铋快堆SPALLER -100开展两种不同流量分区方案对比分析。研究结果表明,在3种智能优化算法中,量子遗传算法在反应堆流量分区问题上收敛性最佳,能较快地搜索到最优分区结果;基于寿期初功率分布样本数据所得燃料组件最大出口温度超出反应堆热工安全限值,而基于各燃料组件在整个寿期内最大功率所得燃料组件最大出口温度降低了140 K,且始终保持在热工安全限值之下;SPALLER-100反应堆最佳分区数为5,再增加分区数对提高反应堆热工安全性能影响较小。      

反应堆压力容器60a设计寿命研究中力学性能分析

本文以百万千瓦级核电站(CNP1000)反应堆压力容器为例,分析研究了设计瞬态和疲劳损伤、脆性破坏等因素对60 a设计寿命反应堆压力容器的影响.针对不同的分析内容,选择反应堆压力容器具有代表性的部位,论证了60 a寿期末反应堆压力容器结构的完整性.     

AP1000核电厂堆芯寿期延长研究

在AP1000核电厂寿期末,维持满功率运行所需的临界硼浓度已经达到约7×10-6。为实现寿期末核电厂满功率运行,必须采取堆芯寿期延长措施。在基准工况下通过控制汽轮机调节阀开度和降低反应堆冷却剂平均温度引入正反应性,可使核电厂满功率多运行17 d。此外,对慢化剂温度系数和高压给水加热器的关闭列数进行敏感性分析,结果表明,慢化剂温度系数越负,反应堆平均温度降温速率越小,堆芯预期寿期越长。在2种敏感性工况下核电厂寿期末分别可满功率多运行约12 d和54 d。     

瑞典实现了全自动检查反应堆压力容器系统

自1970年以来,瑞典伦琴技术中心(TRC)对所有的瑞典反应堆压力容器和两座芬兰的 TVO 反应堆压力容器进行了役前检查和在役检查,这些检查使 TRC 在在役检查方面获得了很多经验,为反应堆测试系统完全自动化打下了基础。     

瑞典将为核电站维护和现代化投资5亿克朗

【欧洲核学会《核新闻网》 1998年 6月9日报道】　瑞典巴舍拜克电力公司说 ,他们将投资 5亿瑞典克朗 (约 6 4 0 0万美元 ) ,用于其 2台机组的维护和现代化工作 ,这项工作将于今年夏季的计划停役期间完成。巴舍拜克 1号机组预计在 7月 8日至 8月 13日停役。第 2台机组的计划尚未宣布。该电力公司说 ,2座反应堆再满功率运行 1年多后将要换料 ,费用为 2亿瑞典克朗(约 2 6 0 0万美元 )。同时 ,赛德电力公司 ,即巴舍拜克电力公司的母公司 (Sydkraft)的新任董事长 Di-eter Harig说 ,他认为在 9月 2 0日举行大选以前 Sydkraft公司与瑞典政府之间…     

重水冷却钍基长寿命模块化小堆概念设计研究

基于传统压水堆(PWR)技术,提出一种重水冷却的钍基长寿命模块化小堆(RMSMR)的概念设计方案,采用二维模型系统分析并对比了PWR和RMSMR的燃料类型、慢化剂类型等参数,获得反应堆各项中子学参数的变化机理;然后基于二维计算结果提出了最终的三维堆芯设计方案,并开展了初步的中子物理和热工安全分析。研究表明,RMSMR在设计上采用三区燃料布置来展平功率,采用钍-铀燃料维持了负空泡系数,通过布置增殖包层提高了堆芯的转换比(CR);RMSMR采用了重水冷却剂可以使中子能谱硬化,从而提高CR,减小寿期反应性波动,增加堆芯寿期;RMSMR能够在100 MW电功率下维持6 a的安全运行。本文研究可为新型反应堆的设计发展提供借鉴。     

大亚湾核电站2号机组反应堆压力容器老化现状的初步分析

为确保核电站设备在整个寿期内设计安全裕度要求能够得到满足,必须对设备老化进行有效的管理。对影响反应堆压力容器(RPV)的老化机理进行了初步分析,并结合大亚湾核电站的实际情况对2号机组RPV的目前状态进行了分析评估：     

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。