事故停堆 出現危及反應堆安全的事故時,控制保護系統動作。
事故停堆 出現危及反應堆安全的事故時,控制保護系統動作。
事故停堆 出現危及反應堆安全的事故時,控制保護系統動作。迅速插人全部控制棒和高壓注人加硼水,緊急停閉堆內的鏈式裂變反應,防止事故發展。保證反應堆系統的安全。...
在這種情況下如果AP1000設定了功率量程中子通量負變化率高緊急停堆信號,由於中子通量快速降低,會導致緊急停堆誤動作。(3) 不設定中子通量負變化率高緊急停堆信號的合理性 通過分析技術規格書和事故結果可以得出AP1000反應堆可以接受控制...
凌晨1點23分40秒操作人員按下了命令“緊急停堆”的AZ-5(“迅速緊急防禦5”)按鈕—所有控制棒準備重新插入反應堆中。另一方面,總工程師Anatoly·Dyatlov,在事故時身在車諾比核電站,他在他的書上寫到:“在1點23分40秒,...
反應堆的停堆指反應堆從功率運行水平降低到中子源水平。主要有兩種方式:正常停堆和事故停堆 正常停堆 (1)熱停堆 暫時性的停堆。 冷卻劑系統保持熱態零功率負荷時的運行溫度和壓力,二迴路系統處於熱備用狀態,隨時可以帶負荷運行。
事故棒(safety rod),又稱安全棒、停堆棒,用於反應堆緊急停堆的控制棒。事故棒的反應性價值即控制棒效率高、落速快,動作可靠。反應堆運行時它們全部抽出在外,一旦發生危險馬上放入。功能 事故棒是為了使反應堆能夠安全地實現啟動、...
反應堆停堆系統(reactor trip system)將控制棒快速插入堆芯,迫使反應堆處於次臨界狀態,最終停閉反應堆的系統。反應堆停堆系統是反應堆保護系統的組成部分。快速停堆可以防止反應堆狀態參數超出安全限值,減緩事故後果。組成及工作原理 ...
堆芯事故冷卻系統是為了對付失去冷卻水事故而採取的安全措施。為確保反應堆及其冷卻劑系統系統能正常啟動、運行和關閉,在堆芯冷卻系統或冷卻劑系統出現故障時,反應堆應即停閉。停堆後由備用應急冷卻系統將活性區的剩餘熱量帶出,此系統...
(a)廢氣系統故障;(b)放射性廢液系統泄漏或故障(向大氣釋放);(c)裝盛液體的儲罐破損引起的假設放射性物質釋放;(d)燃料裝卸事故引起的放射後果;(e)乏燃料運輸容器掉落事故 (8)未能緊急停堆的預計瞬態 ...
事故操作規程(accident operating procedures)是2020年公布的電力名詞。定義 根據核電廠在偏離正常運行工況或發生事故時的事件序列或事故徵兆編制,用以指導運行人員判斷機組狀態,在保護系統觸發緊急停堆、停機或專設安全設施動作後採取規定的...
為防止失冷事故,堆內設有安全保護系統和堆芯事故冷卻系統,保證一旦出現事故能及時發現,迅速停堆,加入硼和大量補充水,排出堆內餘熱。即核子反應堆的冷卻劑因故流失,未能將熱能帶出反應堆。 若緊急爐心冷卻系統未能及時冷卻反應堆,...
未能緊急停堆的預期運行瞬變 核電廠發生預計運行瞬變引起的物理參數變化達到觸發保護動作的閾值,但因某種原因未能緊急停堆造成的事故。是一種超設計基準事故。
2.讓學生熟悉核電站事故設定及數據查詢操作,深刻理解核電廠事故停堆、堆芯熔融和結構失效序列;3.讓學生結合所學的專業理論知識,思考堆芯熔融過程中燃料棒升溫、熔融物遷移、下支撐板熔穿、下封頭熔池傳熱和壁面燒蝕及變形等各關鍵設備...
事故照射是異常照射的一種。指在核事故情況下受到的非自願的、意外的照射。核事故引起的照射 自上世紀70年代以來,一些國家的核反應裝置相繼發生過不同程度的事故:日本的核反應堆曾發生過8起事故,其中5起是運行事故,3起是停堆後...
核電站運行規程中有明確規定,一旦一迴路冷卻劑的當量碘的放射性劑量超過一定限值後,機組必須停止負荷追隨運行,再超過更高的限值後,反應堆必須在規定時間內停堆。事故原因 在瞬時功率劇增和冷卻劑喪失條件下,可能釀成燃料熔化、包殼破損...
臨界事故指的是含易裂變材料的系統由於某種意外原因引起的非預計的臨界或超臨界事件。在核反應堆的運行和停堆狀態下,以及在非反應堆場合的易裂變材料的生產、加工、處理、貯存和運輸等過程中,都必須採取措施避免發生臨界或超臨界事故。...
作為穩壓器高壓力事故停堆保護的後備,採用“三取二”符合信號觸發緊急停堆。當功率量程儀表信號及汽輪機第一級後壓力信號均確認功率低於10%額定功率時,穩壓器高水位事故停堆信號自動閉鎖。反應堆冷卻劑低流量 用以在失去冷卻劑流量事故...
中國先進研究堆(CARR)共有2根安全棒,設定在重水箱內,是反應堆事故停堆的安全保障。安全棒驅動機構設定在導流箱上,穿過重水箱自上而下驅動處於重水箱內的安全棒。CARR安全棒驅動機構採用水力驅動方式,其迴路結構如圖1所示,是以流體...
控制保護系統的功能主要是根據數據線上分析穩定性, 包括暫態功角穩定、小信號穩定、頻率穩定、暫態與長期電壓穩定、低頻振盪、次同步振盪, 確定實時輸電能力, 分析相繼故障風險, 以及最佳化控制決策,即確保事故停堆,又可避免因儀器故障引起...
應急堆芯冷卻系統應急停堆冷卻措施分析,應急熱阱選擇及系統供電方式設計分析在正常停堆工況下堆芯剩餘熱量的排出是通過二次水系統傳給最終的熱阱大氣,但在事故停堆工況下,二次熱阱會部分或全部喪失,應急熱阱的選擇是停堆冷卻的一個...
控制棒驅動箱安裝在反應堆壓力容器頂蓋上,通過棒控系統設備的控制,帶動控制棒組件在堆芯內上、下運動,保持控制棒組件在指令高度,或斷電落棒,完成反應堆啟動、調節功率、安全停堆和事故停堆等功能。大多數核電廠採用銷爪式磁力提升...
為緩解核電廠嚴重事故後果而專門設定的工藝系統。在事故發生時,它可快速停堆,導出堆芯熱量和限制放射性向環境釋放。反應堆安全系統主要有停堆系統、安全注射系統、安全殼隔離系統、安全殼噴淋系統、應急堆芯冷卻系統、輔助(應急)給水系統...
事故工況及嚴重事故見核電廠事故。正常運行:運行技術規格書中規定的限值都沒有被超過的運行工況,如起動、停運、功率運行、維修、試驗、停堆換料和各種正常運行瞬變等。壓水堆核電廠的正常運行工況包括功率運行、標準停堆狀態、過渡運行...
局部功率限值是通過失水事故、失去流量事故和氙振盪功率傾斜等安全分析確定的。②控制棒插入深度限制:當堆芯保護系統動作時,閉鎖控制棒的插入動作,通過向堆內加硼來控制正反應性,並且降低汽輪發電機功率,以保證足夠的停堆反應性。在...
(2)必須提供排除餘熱的手段,使停堆後(包括事故工況停堆後)從堆芯排出餘熱。(3)必須提供減少放射性物質釋放可能性的手段,並保證在運行期間任何釋放都低於規定限值,在事故工況期間低於可接受限值。 系統和部件的可靠性 設計必須保證...