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【英国《国际核工程》2002年3月刊报道】 英国卫生和安全执行委员会公布了其核设施视察团(NII)对Magnox电气公司退役战略的审查结果。 这次审查包括了英国9座Magnox电厂(伯克利、布拉德韦尔、邓杰内斯A、欣克利角A、亨特斯顿A、奥德伯里、塞兹韦尔A、特劳斯菲尼兹和威尔法)以及伯克利中心的退役策略中的技术内容和某些财政内容。在上述9座核电厂中,伯克利核电厂、亨特斯顿A核电厂和特劳斯菲尼兹核电厂正在退役,而欣克利角A核电厂正处于退役前的停堆状态。 虽然Magnox电气公司是英国核燃料公司(BNFL)集团中的一员,但根据1965年的《核… 相似文献
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朱英丽 《核工程研究与设计》2002,(40):24-27
通过JPDR拆除项目，收集到了多种拆除工作的数据。通过分析这些数据，为了基础工作建立了单位生产力要素，即建立了人力需求与具体参数，如培件重量、工作空间等因素之间的联系。于是将单位生产力要素应用于工程管理数据计算模型中，如反应堆退役管理程序COSMARD中的人力需求及工人所受辐照剂量。东海村核电站退役计划是日本第一座商业核电站退役工程。应用COSMARD程序对该计划进行了评估以对该工程给以描述，发现评估结果有助于制定详细的东海村核电站退役计划。 相似文献
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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。 相似文献
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反应堆压力容器是核电厂最重要设备之一,其辐照脆化状态决定了核电厂的实际运行寿命。通过借鉴国外反应堆压力容器安全评估方法,开发出一套反应堆压力容器辐照脆化时限老化分析（TLAA）的方法。该方法从上平台能量、反应堆运行压力-温度曲线及承压热冲击3个方面评价压力容器材料在正常工况和事故工况下的安全裕度。采用该方法在秦山核电厂运行许可证延续（OLE）项目中对反应堆压力容器进行了辐照脆化TLAA安全评估,其评估方法和评估结论到得国家核安全监管局的认可,为秦山核电厂延寿20 a奠定了基础。 相似文献
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邓浚献 《核工程研究与设计》2005,(3):13-16,31
核反应堆退役活动中有潜在的放射性和非放射性危害的风险。反应堆退役设计是保证退役安全的重要环节。本文从保证反应堆安全退役的角度论述了对退役设计的要求。 相似文献
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【世界核新闻网站2012年4月26日报道】在运行了41年之后,英国威尔法2号机组于2012年4月25日停止运行。该机组是一座镁诺克斯(Magnox)型反应堆,它的停止运行意味着英国今后将只有一台现役镁诺克斯型机组,即威尔法1号机组。威尔法2号机组原计划于4月30日停止运行,但由于发生运行问题,该机组不得不提前5天停止运行。随着英国镁诺克斯型反应堆数量的不断减少,这种反应堆燃料的供应能力也逐渐降低。有限的燃料供应促使运营商镁诺克斯公司(Magnox Ltd)决定关闭威尔法2号机组,以便能使威尔法1号机组实现最优化运行。目前预计威尔法1号机组将继续运行至2014年。 相似文献
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【《欧洲核综览》2001年3～4月刊报道】 可靠的核燃料组件必须能满足下列条件: 可满足性能要求; 不会发生机械故障; 对预期的电厂运行(包括安全)没有负面效应; 有能力为设计和运行限制提供可以计量的裕量。 燃料供应商和电力公司用户应该以一体化的方式来共同承担使燃料满足这些要求的义务。 “寿命循环”的程序框图显示了能够影响组件可靠性的4个因素。虽然设计、试验和制造等过程都是在反应堆运行前进行的,但是通过有效的信息反馈,每个过程都可以得到改进。 为满足电力公司增大燃耗、增加循环灵活性、提升功率、增大运行和安全裕量以… 相似文献
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在商用核能的早期，为推动反应堆技术的发展和验证以及为早期核工业积累运行经验，小型反应堆发挥了重要作用。当美国开始进入“第二核纪元”时面临的问题是：为了满足国家电力和能源的需求，小型动力装置能否扮演重要角色？本文首先对有关核能动力装置尺寸的历史做了简要回顾，随后对几种小型堆的优点做了评价。同时简要叙述了几个美国当前开发的故意造小反应堆（DSR）型反应堆的设计以及这些设计在技术和制度上所面临的挑战等。DSR反应堆在安全、操作灵活性和经济因素方面都表现出强烈优势，所以它们在第二核纪元中会做出突出的贡献。 相似文献
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本文研究的目标是从便于退役的角度来考虑新堆与研究堆的设计,在保证反应堆安全有效运行的前提下从降低辐射源、缩短退役拆除放射性设备所需时间、改善废物管理等方面着手使设计的反应堆便于退役。 相似文献
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【日本《原子能产业新闻》2001年8月30日报道】 2001年8月23日日本文部科学省就有关8月8日接到的东芝用于教育培训的反应堆设施(TTR-1)退役申请向原子能安全委员会做了汇报。 退役工作将分3个阶段来进行,到2002年上半年,将完成反应堆永久停堆措施和乏燃料的运出准备工作。根据日美核协定,乏燃料将在明年内移交给美国能源部。第二阶段,从2002年下半年开始的乏燃料运出之后,将进行反应堆本体与堆内构件的拆除工作。第三阶段,将制定有关放射性废物的清除标准,在这些废物搬运到外部处置场之后,将进行反应堆储水罐的拆除工作。 估计退役将产生… 相似文献
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在反应堆运行过程中，冷却剂中含有的氧化性气体杂质以及可能发生的进水事故和进气事故将导致石墨氧化，进而影响反应堆的正常运行和安全。文章主要对近期有关反应堆用石墨的氧化机理、氧化对石墨性能的影响、事故工况下的安全评估以及预防石墨氧化的措施等进行综述，并在此基础上指出，在辐照和氧化共同作用下的石墨材料性能变化是今后有关反应堆石墨研究的一个主要方面。 相似文献
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正【世界核新闻网站2018年5月4日报道】英国镁诺克斯公司(Magnox)近日使用长臂蛇型机器人Laser Snake拆除了一个与Dragon反应堆堆芯相连的容器——吹扫气预冷器(PGPC)。该容器的一端与堆芯相连,另一端延伸至屏蔽层外侧。这种机器人由OC Robotics公司和TWI公司在核退役管理局(NDA)资助下联合研发,带有激光切割器,之前曾在塞拉菲尔德 相似文献
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【英国《国际核工程》2003年12月刊报道】 世界上建造和投入运行的研究反应堆已达数百座。目前,随着已关闭的反应堆的不断增加,其数量已与运行中的反应堆不相上下,它们的退役工作也随之成为一个重大的国际问题。由于研究堆与其他核设施相比的独特之处,因此有必要特别关注研究堆的退役。研究堆退役活动不同于其他核设施的主要方面有:研究堆(包括原型反应堆)种类繁多、研究内容也千差万别、以及一些研究堆临近公众社区。特别是,大部分国家在设计、建造、运行和关闭反应堆的时候,没有充分关注和规划好以后的退役工作。大部分国家的退役计划顶多… 相似文献
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核燃料元件是反应堆的核心部件，由燃料芯块、包壳及其构件组成。由于燃料元件的运行环境比较恶劣，中子辐照、冷却剂的腐蚀及在开堆、停堆、和运行后期燃料芯块与包壳的机械相互作用和裂变气体产物的释放，使包壳管承受双向应力，均会造成燃料元件的力学性能下降，形成安全隐患，它的安全性能直接影响反应堆的安全可靠性。为更好地模拟包壳在堆内的受力状态，一般采用内压爆破试验来获得包壳材料的断裂强度与延性数据。 相似文献
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全球至少有78％的研究堆已具有21年以上的历史，反应堆的老化研究与反应堆营运者密切相关。在反应堆上，有许多的设备和构件，比如有电动机、柴油发电机、水泵、机械结构、阀门、电缆、电子插件和部件以及电气屏等。所有这些都存在老化问题，都处在其物理性能由于振动应力、化学反应、热循环和辐照损伤而逐步降低的过程中。本文描述的是反应堆一些特设结构的老化效应。尤其关注的是反应堆部件和结构，如堆芯反射层、控制部件和乏燃料贮存架等。报道了关于两起影响反应堆性能的石墨反射层的辐照损伤。同时还描述了一些电器设备、热交换器和二次冷却系统等的老化效应。 相似文献
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文章对核电站核岛在土建施工中的特种混凝土配制与施工、双层安全壳施工、钢衬里制造与安装、预应力施工作了详细介绍。对反应堆压力容器的安装、堆内构件的安装、特种焊接技术等也作了系统描述。并将成果与国内外进行了比较,说明其推广应用价值。 相似文献
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骆邦其 《核工程研究与设计》2002,(42):1-4,10
核电厂的安全性是最重要的，但是没有经济性的核电厂是不受欢迎的。URD要求的15％的热工裕量不是法规文件。核安全部门关心的是反庆堆的安全而不是热工裕量。增大反应堆的热工裕量，就意味着在同等经济规模条件下的核电厂要降低其反应堆的热功率（经济性）。过去设计的反应堆都是严格按照核安全法规设计，而且采用非常保守的计算方法、公式和计算机程序进行设计，所得到的热工裕量非常小或者没有，但是这些反应堆仍然在安全运行着，如果现在采用新的计算方法、公式和计算机程序计算这些运行核电厂的热工裕量，应该是有所提高的。同时，用不同类型的计算方法、公式和计算机程序得到的热工裕量也是不相同的，所以热工裕量不是评价反应堆是否安全的标准。在经济不发达的中国，反应堆的安全性和经济性同样是非常重要。增大反应堆的热工裕量主要是为了防止核电厂在正常运行时偏离设计安全限值、增加反应堆应付事故和严重事故的能力。核电厂设计应该俦考虑如何保证在任何事故条件下反应堆能够及时停堆、不失电、提高ECCS的非能动能力和可靠性，同时使用那些被实验和实践证明的新设计方法、公式和计算机程序进行反应堆设计，切实提高反应堆的安全性和可靠性，在保证核安全的前提下充分提高核电厂的经济性。通过使用最新的子通道分析程序和最佳估算（方法）大破口失水事故分析程序对CNP1000核电厂（2775MW热功率，3.66m堆芯和3150MW热功率，4.27m堆芯）进行了DNBR裕量和大LOCA线功率裕量分析，计算的DNBR值和峰值包壳温度都满足验收准则的要求，其DNBR裕量和线功率裕量都满足15％的要求，反应堆是安全的。从安全和经济的角度，CNP1000核电厂应该选择3150MW热功率，4.27m堆芯为宜。 相似文献
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本文描述了自１９５５年开始至今的英国海军核推进计划。文中对３０多年来已建造的２５麻反应堆的连续开发工作进行了研究，并将研究的焦点集中在第二代反应堆ＰＷＲ２方面。尽管海军用反应堆的设计以及性能标准不同于民用反应堆，但两者都要可靠和安全的运行。在这一点上，目前处于领先的海军用反应堆动力系统也反映到相对应的陆上系统中去了。由于有４００多堆年的安全运行，潜艇核推进系统的可靠性和费效比已得到反复的验证。未来 相似文献
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描述了反应堆运行阶段的维修策略和维修方法,介绍了以设备可靠性为中心的现代维修理念,提出了在反应堆堆修管理中的各种具体要求以及在维修过程中应正确运用的相应维修策略和维修方法,以满足反应堆安全、可靠、经济和高效运行的原则。 相似文献
