福岛第一核电站1号反应堆压力容器底部出现漏洞
据日本共同社报道，有关福岛第一核电站1号机组反应堆压力容器内燃料棒或已完全露出水面并熔化崩塌的问题，东京电力公司12日透露，反应堆压力容器底部的配管焊接部有多处已熔化并出现漏洞，漏洞的直径总长约数厘米。 东电认为压力容器及外侧的安全壳有可能大量漏水，已着手调整向安全壳内注满水以冷却燃料棒的作业方案。 目前安全壳内的水位仅高于底部4米，迄今注入的共1万吨水并未使水位达到足够的高度。熔化崩塌的燃料棒使压力容器底部受损漏水，污水可能进一步从安全壳漏出并流入了反应堆厂房和汽轮机房。安全壳内的水位也尚未得到确认。 东电预定在公布事故处理日程表一个月后的5月17日宣布根据作业进展对日程表的修改内容，将在此之前就新发现的问题制定对策。 有关具体措施，东电将研究每小时增加约8吨的注水量以提升水位、或改变从安全壳取水的位置以启动新的水循环冷却系统。东电还将调查安全壳及部分压力控制池的何处漏水。由于1号机组反应堆厂房内有的地方辐射量较高......阅读全文
反应堆压力容器密封环实现国产化
一个小小的密封环，事关中国核电站的发展。4月21日，中国通用机械工业协会和中国机械工业联合会重大装备办公室在浙江慈溪召开“压水堆核电站反应堆压力容器密封环工业运行总结汇报暨国产化成果推广会”宣布：压水堆核电站反应堆压力容器密封环实现国产化,这是我国核电装备国产化的又一重要突破。 反应堆压力容器
福岛第一核电站1号反应堆压力容器底部出现漏洞
据日本共同社报道，有关福岛第一核电站1号机组反应堆压力容器内燃料棒或已完全露出水面并熔化崩塌的问题，东京电力公司12日透露，反应堆压力容器底部的配管焊接部有多处已熔化并出现漏洞，漏洞的直径总长约数厘米。 东电认为压力容器及外侧的安全壳有可能大量漏水，已着手调整向安全壳内注满水以冷却燃料棒的作业
全球首台CAP1400反应堆压力容器水压试验一次成功
2017年3月17日，在“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”国家科技重大专项支持下，CAP1400示范工程1号机组反应堆压力容器水压试验顺利完成。 本次水压试验设计压力为17.2MPa，该水压试验分为压力容器本体水压试验和内、外O环泄漏试验两阶段，整体水压试验压力为21.5MPa，保压时间
福岛第一核电站1号机组反应堆压力容器可能出现穿孔
原文地址：http://news.sciencenet.cn/htmlnews/2023/4/498559.shtm 据日本共同社15日报道，东京电力公司表示，在对福岛第一核电站1号机组核反应堆安全壳内部进行调查时，发现位于压力容器底部的控制棒驱动机构的一部分出现脱落，压力容器底部可能出现穿孔。
压力容器的分类
压力容器的分类方法很多,按照不同的方法可以有不同的分类。1.按制造分类可分为焊接容器、锻造容器、铆接容器、铸造容器和组合容器五种。2.按材料分类有钢制容器、有色金属容器和非金属容器三种。3.按壁厚分类可分薄壁容器和厚壁容器两种。容器外径与内径之比小于或等于1.2者为薄壁容器;大于1.2者为厚壁容器。
福岛核电站核燃料加深侵蚀压力容器 增清理难度
东京电力公司30日宣布，相关数据分析结果显示，福岛第一核电站1号反应堆的核燃料已全部熔毁并落入压力容器，侵蚀压力容器的混凝土壁最深达65厘米。这一新情况可能增加今后清理熔毁核燃料和受损反应堆的难度。 东电公司通过电脑分析水位计等检测的数据后初步判定，1号反应堆的核燃料
一号反应堆堆芯熔毁 核事故处理“水棺”作业难收官
日本福岛第一核电站核泄漏事故已经整两个月。“处理进展顺利”的“喜报”麻痹了媒体，也减弱了公众的关注度。但一直在事故处理中起着示范作用的1号反应堆再度传出噩耗——燃料棒“堆芯熔毁”，压力容器底部出现漏洞，大量高辐射浓度污水已经外漏。这导致东京电力公司（以下简称“东电”）构建“水棺”进行冷却的计划严
东京电力防安全壳氢气爆炸 拟向反应堆注氮气
日本东京电力公司6日宣布，为防止福岛第一核电站1号机组反应堆安全壳内的氢气发生爆炸，该公司最早将于当天傍晚开始向安全壳内注入氮气。 该公司指出，由于反应堆燃料损坏，福岛第一核电站1号机组内的水蒸气与燃料棒套管中的锆发生反应产生了氢气，并很可能泄漏到了反应堆安全壳内
日本福岛核电站堆芯熔毁机组增加
东京电力公司24日宣布，根据对福岛第一核电站事故发生时的数据分析，推断2号和3号机组与1号机组一样也应该发生了堆芯熔毁，存放燃料的反应堆压力容器可能也发生了破损。 从当前压力容器周围的温度来看，大部分燃料仍在容器内。东电认为反应堆正稳定地趋于冷却，今后情况不会出现恶化。东电分析称，2号机组
堆芯收集器的产生及背景技术
产生受1979年和1986年分别发生在三里岛和切尔诺贝利核电站的严重事故的负面影响，核电工程建设曾停滞近 20年，期间核电界集中力量对严重事故的预防和后果缓解进行了研究和攻关，进一步明确了防范与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。当压水堆核电站发生严重事故时，堆芯余热载出手段的丧