柏崎核電站

4號機組主要特點

採用高燃耗8X8燃料組件。該4號機組均初始裝料採用高燃耗8X8燃料組件。這種然料組件以先進錯合金襯裡的燃料元件設計為基礎。這些設計上的改進使其最大安全燃耗從原來的40000兆瓦日/噸加深到50000兆瓦日/噸。其他設計改進還包括:採用較大的水棒，以加大水鈾比;確保燃料組件的安全裕度同常規燃料組件的一樣，氦氣壓力從原來的3個大氣壓增加到5個;以及對燃料組件若干部件作了改進。

先進的控制捧。先進的控制棒是以常規的碳化硼(B₄C)控制棒設計為基礎的，並利鉿(Hf)作為中子吸收材料，以便延長其工作壽期，從而可減少控制棒的替換次數。該4號機組的185個控制棒中的13個是先進型的，在反應堆運行期間將部分插入堆芯，獲得較高的中子輻射。

非能動一迴路再循環泵(PLR倒相器)的可變頻率供電系統。該4號機組對非能動型PLR泵採用一種供電系統。由大容量閘流管和倒相器電路組成的這種系統，有利於改進抑制和控制核電站的能力。

備用氣體處理系統的改進。在常規的核電機組中，備用氣體處理系統往往配備雙線靜態設備(如過濾器組)和動態設備(諸如電風扇)。然而，因為過濾器組不會泄漏，所以4號機組採用了單線過濾器組系統。

6, 7號ABWR型機組

日本東京電力公司在柏崎·刈羽核電站首次採用了世界上新開發的改進型沸水堆(ABWR)機組兩台。6號機組於1991年4月開工建設，1991年7月基礎開挖，1991年11月開始商業性運行。7號機組於1992年2月開工建設。至1992年7月投入商業性運行。

6 , 7號ABWR型機組的技術特點

柏崎·刈羽核電站的6, 7號機組是改進型沸水堆(ABWR)機組，它同現在運行中的沸水堆(BWR)機組相比有下列改進:
· 提高安全可靠性
· 減少工作人員受到的輻射劑量
· 減少放射性廢棄物質的排放
· 提高運行操作的靈活性
· 降低建設和運行成本

重大事件

安全停堆

2007年7月16日9時13分(當地時間2007年7月16日10點13分天日本新瀉縣柏崎市附近海域(新瀉西南約60km）發生了一次M_W6.6(日本氣象廳震級M_MA6.8)強烈地震，日本稱為新瀉縣中越沖地震，國內多數報導均稱之為新瀉地震。

該次地震最為嚴重的震害影響，是導致震中附近日本最大核電廠也是世界上最大的核電廠)—柏崎刈羽核電站發生了包括放射性物質泄漏在內的多起核安全事件，經媒體報導後，引起日本國內極大反響和國際社會的極大關注，國際原子能機構(IAEA)也要求派遣專家組赴日本進行調查。

本次地震儘管距離柏崎刈羽核電站非常近，且對核電站造成強烈影響，但卻沒有形成災難性的核泄漏事故，其中非常重要的事件是地震發生時，處在運行狀態中的4個核電機組的安全停堆機制發揮了作用，實現了安全停堆。

重新發電

東京電力公司的柏崎劉羽核電站6號機組(改進型沸水堆、額定功率為1356 MW)輻射監測器(在冷凝器和活性炭貯存裝置之間設定的監測器)指示值於5月28日出現上升的跡象，反應堆水中的碘也有所增加。為了調查清楚事發原因，29日採取了停堆措施。
停堆後，6月12日開始了燃料組件泄漏檢查，同時進行了第3次定期檢查。這次定期檢查的主要作業如下:
(1)更換燃料組件更換了872根燃料組件中的204根。另外，為了提高燃料的使用效率和降低乏燃料的產生量，193根換上了9X9的燃料組件。
(2)更換功率區段檢測裝置更換了52個功率區段檢測器中的7個。
(3)檢查燃料組件泄漏對所有燃料組件(共872根)作了檢查，發現有2根燃料組件向反應堆水中泄漏放射
性物質。通過超音波和光纖鏡對這兩根發生泄漏的燃料組件進行外觀檢查，一根一根地鑑定了產生泄漏的燃料棒(總計兩根)。另外，由於水從泄漏處進入，造成燃料棒包殼發生了輕微的膨脹並產生了白色的細紋。
更換了發生泄漏的燃料組件之後便結束了停堆作業。8月3日上午11時40分反應堆重新開始發電。

柏崎核電站

基本介紹

4號機組主要特點

6, 7號ABWR型機組

重大事件

安全停堆

重新發電

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