事故後反應堆監測系統（post-accident reactor monitoring system）是2020年公布的電力名詞。
事故後反應堆監測系統（post-accident reactor monitoring system）是2020年公布的電力名詞。定義用於監測失水事故後堆芯是否具備充分的冷卻條件,來判斷事故嚴重程度的重要手段。主要監測參...
是指為監督反應堆安全運轉的狀況，將表征反應堆安全的重要參數，通過核儀表裝置進行實時監測並反饋的系統。為了能夠及時發現反應堆中出現的各種故障，並讓操作員根據故障類型做出相應地操作來排除故障，進而避免可能帶來的危害，世界各國及原子...
反應堆儀表監測系統(reactorinstrumenta-tionmonitoringsystem)用以在正常運行和事故工況下監測反應堆工作狀況的儀表系統。反應堆儀表監測系統檢測反應堆核心裂變反應過程.檢測熱能在堆內傳遞的熱工過程.並監測與反應堆組成部件工作狀態有關的...
包括LSS通訊，主要作為反應堆失水事故監督系統與非安全級DCS 連線，接收非安全級DCS 控制層的數據並且提供給LSS計算站 ；同時將LSS計算站計算出的結果數據回傳給非安全級DCS 管理層；LSS計算站，主要作為LOCA監測系統的計算與C21信號報警...
核反應堆安全系統由事故監測、控制和執行三部分組成。事故監測部分包括測量、放大和定值三個環節。測量環節所得的被保護參數信號(如中子功率信號、冷卻劑各種溫度、壓力、流量信號等)經放大後送到定值器，當這些參數與各自的預定正常值有...
對壓力管式反應堆，用來檢測一迴路總管、分組管，以及工藝管的入口流量，以監察反應堆的冷卻條件；並利用流量下降或上升超限的信號來監測系統出現堵塞或破裂的事故，事故嚴重時，起動反應堆保護系統，停閉反應堆。流量檢測儀表有差壓流量計...
DSP控制器必須對現場參數實時檢測和處理，並依據這些參數來對反應堆進行狀態控制、實時報警和緊急停堆等操作。系統時刻要監測的對象分別是：中子通量密度、環境輻射、溫度、水質、棒位、元件破損，這些對象經感測器採集信號後送入DSP的ADC...
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 ...
為保證核電廠正常運行監管和事故應急回響，對核電廠關鍵安全參數進行實時監測的系統。核電廠關鍵安全參數 具體如下：機組熱功率：泄壓箱水位，化容系統下泄流量，安全殼內溫度；機組核功率：泄壓箱壓力，容控箱液位，安全殼氫濃度；機組電...
應急監測 事故時，首先要加強對核設施，特別是反應堆狀況的監測，同時要利用原有的監測系統對核電廠及周圍環境的放射性水平加強監測。必要時，還要根據事故特點及環境、氣象條件，派出應急監測人員，對有代表性的事故影響地點及關鍵核素作...
壓力的增加主要是因為用於控制氣動調氣閥儀用壓縮空氣（SAR系統）不斷地注入反應堆廠房，調節閥的動作會導致氣體釋放於安全殼內。由於安全殼正常運行壓力限值是100hpa，當壓力升高到60hpa左右，安全殼大氣監測系統（ETY系統）將進行排氣，...
用於設計基準事故發生後自動有序地降低反應堆壓力，支持實現堆芯安全注射，以及嚴重事故時通過快速泄壓到與安全殼內壓力平衡，以防止出現高壓熔堆和實現低壓安注及長期再循環冷卻的一迴路系統的子系統，也是專設安全系統之一。
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...
鬆動件監測系統 鬆動件監測系統指檢測和診斷反應堆內部金屬零部件鬆動和脫落的系統。英文名稱：loose parts monitoring system 套用學科 電力（一級學科），核電（二級學科）
用以進行核電廠的運行狀況監測和事故工況檢測，並在其變化超出安全限值(整定值)時使反應堆保護系統起動的核蒸汽供應系統的物理參數。壓水堆核電廠的主要保護參數 (1)反應堆功率量程高中子注量率:四個功率量程通道信號中的兩個高於整定...
指包在反應堆主要設備外面起保護作用的一個立式圓柱狀半球形頂蓋或球形的密封金屬或混凝土外殼。在殼體內部的動力堆主要設備有：反應堆、蒸氣發生器、主循環泵、穩壓器及冷卻劑的進出口管道閥門等。其內設有噴淋系統以冷凝事故時釋放的...
控控制棒是控制反應堆的重要控制方式。有些核反應堆還採用其他他一些輔助性的反應性控制方式，如調節慢化劑的溫度、密度和裝量來達到控制反應堆的目的。反應堆控制系統一般包括堆芯監測系統、核監測系統、反應堆控制系統和反應堆保護系統。...
堆芯測量裝置由中子通量測量、溫度測量和反應堆壓力容器水位測量子系統組成。溫度測量系統和水位測量系統是冗餘的，是PAMS系統的一部分，設備分為A系列和B系列，它們在電氣上和實體上均是隔離的。在設計基準事故下，安全殼內的系統設備能...
6.3反應堆保護系統 6.3.1系統範圍 6.3.2系統功能 6.3.3保護參數 6.3.4啟動和正常停堆 6.3.5ATWS緩解系統 6.4反應堆核測量系統 6.4.1堆外核測量系統 6.4.2堆芯核測量系統 6.4.3事故後監測系統 6.5核電廠控制室 ...
由於這些安全系統的非能動設計理念及配備的高位換熱水箱，華龍一號機組可以滿足事故後72小時不干預原則，非能動安全系統在設計基準事故或超設計基準事故甚至嚴重事故時會自動投入運行，分別執行預防堆芯熔毀、堆芯融毀後保證壓力容器的完整性...
噪聲診斷系統為反應堆或核蒸汽供應系統產生的各種隨機噪聲的測量和處理系統，用以對核動力裝置進行故障診斷和早期事故預報。反應堆或核蒸汽供應系統中某個設備或部件的故障都可能引發一種隨機振動，這種振動反映在核蒸汽供應系統的主參數上，...
1957年10月10日，溫德斯格爾工廠由於反應堆心過熱，導致燃料起火。同時，由於檢測溫度的儀器發生堵塞，不能在反應堆心周圍移動以檢測溫度，使事故不斷升級。燃料著火，石墨著火，最後反應堆心起火。就這樣，整個系統完全失去了控制。那天...
一級PSA：系統分析。對核電廠運行系統和安全系統進行可靠性分析，確定造成堆芯損壞的事故系列，並做出定量化分析，求出各事故序列的發生頻率，給出反應堆每運行年發生堆芯損壞的機率。該級分析可以幫助分析核電廠設計中的薄弱環節，指出...
但是，渦輪發電機工作組在做該實驗之前已先切斷了自動保護系統。這樣反應堆不斷工作產生蒸汽，卻沒有宣洩的出口，引發了熱能爆炸。事故影響 車諾比核電站是原蘇聯時期在烏克蘭境內修建的第一座核電站。曾幾何時，車諾比是蘇聯人民...
