堆芯剩餘釋熱(residual heat)是反應堆停堆後堆芯內的釋熱。它由兩部分組成,一是剩餘裂變發熱,另一部分是衰變熱。衰變熱又由兩部分組成,包括裂變產物和中子俘獲反應產物的放射性衰變熱。停堆後反應堆內相應於剩餘釋熱的功率稱為...
堆芯剩餘釋熱(residual heat)是反應堆停堆後堆芯內的釋熱。它由兩部分組成,一是剩餘裂變發熱,另一部分是衰變熱。衰變熱又由兩部分組成,包括裂變產物和中子俘獲反應產物的放射性衰變熱。停堆後反應堆內相應於剩餘釋熱的功率稱為...
例如,美國的實驗性快中子增殖反應堆EBR-Ⅰ,由於機械設計上的原因,產生了由燃料棒彎曲引起瞬時正反應性反饋和由上部結構板彎曲和膨脹引起的滯後負反應性反饋,從而引起反應堆功率共振,導致反應堆堆芯燒毀。在美國的實驗性沸水反應堆EBWR...
要求在最惡劣情況下,當緊接在滿功率停堆後就立即起動時,把γ本底的貢獻保持在中子信號的10%以下。量程覆蓋的中子注量率為2×10~2×10n/(cm·s),即10~10%額定功率。功率量程 相應於反應堆額定功率的1%~150%。要求能精確地、按...
熱停堆 熱停堆是短期停堆,手動將功率補償棒組和溫度控制棒組插入堆芯使反應堆次臨界,停堆棒組保持在堆芯頂。這時,冷卻劑系統保持或接近熱態零功率時的運行溫度和壓力。一迴路溫度通過控制蒸汽向大氣或凝汽器的排放來維持,其能量...
熱停堆 正常停運:核電廠正常停運是指從電網解列到把反應堆降到次臨界狀態,根據停堆目的把反應堆維持在熱停堆或退到冷停堆。熱停堆:熱停堆是短期停堆,手動將功率補償棒組和溫度控制棒組插入堆芯使反應堆次臨界, 停堆棒組保持...
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值時,便觸發緊急停堆系統。有兩個獨立的停堆整定值:一個高整定值和一個低整定值,前者以額定功率為基準,為正常帶功率運行提供...
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。
採用與反應堆停堆系統不同的反應性控制原理來停閉反應堆的系統。它是反應堆停堆系統的後備和補充,其功能是,當反應堆停堆系統萬一失效時,能可靠地控制反應性的變化,包括氙耗盡所引起的正反應性變化,以抑制反應堆的功率,保證燃料...
為回響汽輪發電機機甩負荷事故,AP1000設定了快速降功率系統。對快速甩負荷工況應採取快速降低核功率的方式,使熱功率下降到蒸汽排放系統可以應對的水平。快速降功率系統觸發後,選定的若干組停堆棒組跌落至堆芯,反應堆功率快速下降,最...
與火電廠不同,核電廠的啟動是指從反應堆冷態次臨界狀態到併網發電;停運是指從電網解列回到冷態次臨界狀態。這個過程包括幾個階段:①在冷態次臨界狀態或冷停堆時的冷態啟動;②在熱態次臨界狀態或熱停堆時的熱態啟動;③低功率...
這是人類第一次釋放並控制了原子能的時刻,這個反應堆被命名為“芝加哥一號堆”(Chicago Pile-1)。1954年前蘇聯建成世界上第一座原子能發電站利用濃縮鈾作燃料,採用石墨水冷堆,電輸出功率為5000千瓦。1956年,英國也建成了原子能電站...
與火電廠不同,核電廠的啟動是指從反應堆冷態次臨界狀態到併網發電;停運是指從電網解列回到冷態次臨界狀態。這個過程包括幾個階段:①在冷態次臨界狀態或冷停堆時的冷態啟動;②在熱態次臨界狀態或熱停堆時的熱態啟動;③低功率...
當TMS320LF2812一旦接收到中斷信號或緊急停堆信號,步進電機自動切斷電源,停堆控制棒在自身重力下落至終點,同時系統要啟動保護裝置。系統要求 核反應堆功率控制系統是反應堆的一個關鍵控制系統。它採用手動操作或自動調節方式,通過改變控制...
主要研究核反應堆熱工水力學分析的基礎理論和分析方法,包括核能系統中的基本熱力過程、反應堆用的各種材料、堆芯的熱量產生、燃料元件內的傳熱、流動系統的水力和輸熱分析等,進一步討論反應堆穩態熱工設計原理。具體內容包括燃料元件內的...
3.反應堆冷卻劑平均溫度調節系統;4.一迴路壓力及穩壓器壓力控制系統;5.穩壓器水位調節系統;6.蒸汽發生器水位調節系統;7.蒸汽排放控制系統。二、反應堆功率控制 反應堆功率控制系統的功能是:1.實現反應堆的啟動、停堆、升功率、降...
在反應堆冷停堆狀態,不僅外部供電是必要的條件,要維持冷停堆狀態,還需要長期對堆芯進行冷卻。簡介 反應堆冷卻,其中冷卻劑的特點是,具有良好的傳熱性和流動性,高沸點、低熔點、泵送功率低,對熱和輻射有良好的穩定性,在反應堆...
反應堆緊急停堆是當發生危及反應堆安全的事件時,為減輕或防止危險狀態,負責安全保護的反應堆保護系統自動動作,使反應堆立即停運的動作。反應堆保護系統 反應堆保護系統是核電廠數位化儀表控制系統(DCS)中重要的安全系統,是DCS 的重要...
第七章反應堆熱工水力瞬態分析153 第一節概述153 一、反應堆功率調節與系統運行控制153 二、反應堆保護155 三、事故分析158 第二節反應堆功率計算159 一、中子動力學方程159 二、反應性計算161 三、停堆後的功率164 第三節燃料元件...
反應堆停堆後堆芯內的釋熱。它由兩部分組成,一是剩餘裂變發熱,另一部分是衰變熱。停堆後反應堆內相應於剩餘釋熱的功率被稱為剩餘功率。中文名 堆芯剩餘釋熱 外文名 residualheat generation in core 目錄 1 剩餘裂變發熱 2 衰變...
核電廠反應堆停堆後,功率在初期以很快的速度下降,而後以較慢的速度下降。雖然停堆後繼續釋放的功率只有穩態功率的百分之幾,但這些熱量如果不能及時地從堆芯輸出,就有可能燒毀堆芯。福島核事故中,核電站失去電力供應,導致冷卻系統...
經過此最大值後,氙的產生率小於氙的消失率,氙的濃度下降,隨之反應性回升(見下圖1)。這種由於降功率或停堆後氙濃度變化引起的反應性在開始時下降,當達到最低值(反應性損失最大)時又回升的現象稱為碘坑。碘坑現象對於反應堆運行...
平衡氙濃度時引起的反應性虧損稱為平衡氙毒。它的大小與反應堆功率密度和核燃料的富集度有關。反應堆功率改變,或者堆內功率分布較大擾動,都會引起氙的不穩定中毒。停堆後出現的碘抗現象以及由於堆內局部功率擾動激勵的氙振盪現象是瞬態...
相反,在進行臨界估算時為了避免反應堆在零功率棒位以下臨界,可能還需要進行適當的硼化。此時的操作必須十分小心,防止反應性引入速率過大而出現短周期事故。正常停運 核電廠正常停運是指從電網解列到把反應堆降到次臨界狀態,根據停堆...
過渡運行模式 在反應堆起動和停運過程中所經歷的中間運行狀態。它包括熱備用、正常中間停堆(停堆餘熱導出系統退出)、單相中間停堆和維修冷停堆。除熱備用時反應堆處於臨界狀態,且核功率小於2%PN(額定功率)以外,其餘三種狀態反應堆均...
當反應堆功率改變後,碘-135 和氙-135 的濃度與功率變化的中子通量密度值有關。反應堆變化前後碘-135 濃度、氙-135 濃度和剩餘反應性隨時間的變化的曲線形狀與突然停堆的情況很相似,只是在變化程度上有差別。但當功率突然升高,碘-...
餘熱排出系統是用於冷停堆時排出堆芯餘熱的系統,亦稱停堆冷卻系統, 一迴路輔助系統之一。在很多核電廠中,該系統還兼作安全注射系統的低壓注射子系統。...
與火電廠不同,核電廠的啟動是指從反應堆冷態次臨界狀態到併網發電;停運是指從電網解列回到冷態次臨界狀態。這個過程包括幾個階段:①在冷態次臨界狀態或冷停堆時的冷態啟動;②在熱態次臨界狀態或熱停堆時的熱態啟動;③低功率...
安全殼餘熱排出系統又稱為反應堆停堆冷卻系統。當反應堆停堆後,最初仍由蒸汽發生器將剩餘功率這部分熱量導出,當二迴路不能再運行時,即由余熱排出系統導出這部分熱量,保證反應堆的冷卻。系統的主要功能:在反應堆正常停堆過程中,當...
熱停堆 熱停堆是短期停堆,手動將功率補償棒組和溫度控制棒組插入堆芯使反應堆次臨界,停堆棒組保持在堆芯頂。這時,冷卻劑系統保持或接近熱態零功率時的運行溫度和壓力。一迴路溫度通過控制蒸汽向大氣或凝汽器的排放來維持,其能量...