反應堆正常停堆的兩種方式中的一種,在反應堆達到熱停堆狀態以後才能進行冷停堆。調節棒和停堆棒組全部插入,並且為抵消冷卻過程中負溫度效應引入的正反應性,還需加硼,使系統處於次臨界狀態。
基本介紹
- 中文名:冷卻停堆
- 外文名:cooling shutdown
反應堆正常停堆的兩種方式中的一種,在反應堆達到熱停堆狀態以後才能進行冷停堆。調節棒和停堆棒組全部插入,並且為抵消冷卻過程中負溫度效應引入的正反應性,還需加硼,使系統處於次臨界狀態。
反應堆正常停堆的兩種方式中的一種,在反應堆達到熱停堆狀態以後才能進行冷停堆。調節棒和停堆棒組全部插入,並且為抵消冷卻過程中負溫度效應引入的正反應性,還需加硼,使系統處於次臨界狀態。反應堆的停堆指反應堆從功率運行水平降低到...
冷態停堆 冷態停堆是2020年公布的電力名詞。定義 反應堆處於次臨界並有足夠停堆深度、反應堆冷卻劑已冷卻到遠低於運行溫度的停堆狀態。
重水堆停堆冷卻系統是一款套用於核電站的系統。CANDU堆核電廠停堆後,冷卻劑的顯熱和堆的衰變熱先由蒸汽發生器將蒸汽經蒸汽釋放閥排入凝汽器的方法來實現冷卻,使冷卻劑的溫度,從260℃降到177℃;這時,再起動停堆冷卻泵,使停堆...
冷[態]停堆 冷[態]停堆是2020年公布的電力名詞。定義 反應堆處於次臨界並有足夠停堆深度、反應堆冷卻劑已冷卻到遠低於運行溫度的停堆狀態。出處 《電力名詞》。
1、 換料冷停堆 所有的控制棒均插入堆芯,一次側冷卻水的平均溫度大於10,小於60,一迴路的壓力為大氣壓力,而且壓力容器的頂蓋已經打開,停堆時的反應性裕度大於5000pcm,一次側冷卻水的硼濃度應大於2100ppm。反應堆換料水池的水位應...
當發生喪失熱阱事件時,由冷卻劑出口溫度過高信號觸發反應堆緊急停堆,主循環泵自動停止運行,此時反應堆進堆總管壓力降低,應急泵將堆池水輸送到堆冷卻劑進堆總管,保證堆內至少有驪冷卻流量從上至下流經堆芯並帶出堆芯放出的熱量。
以下的所謂冷停堆狀態的反應堆,也會發生同樣的事故。反應堆冷卻劑系統 在壓水堆反應堆冷卻劑系統中,冷卻劑分別由每條環路的一台主泵驅動,從環路的冷段進入反應堆,在反應堆內由下向上經過堆芯並被加熱。然後,高溫的反應堆冷卻劑...
冷卻水注入系統在正常期間停堆冷卻時,將反應堆餘熱排出泵從主管道熱段吸出,經餘熱交換器管側將熱量傳輸給殼側的設備冷卻水後,再經主管道冷段返回堆芯,如此循環冷卻堆芯。失水事故期間,堆芯冷卻餘熱排出泵吸取換料水箱內的含硼水...
由於熱量從燃料到冷卻劑(也是慢化劑)有一熱傳遞過程,所以這種反向補償效應對擾動來說有一時間滯後。為了使慢化劑反應性溫度係數是負的,在壓水堆核電廠的設計中採取了一些相應措施:一是堆芯結構選取欠慢化的緊柵格;二是冷卻劑中的...
反應堆處於深度次臨界的換料停堆狀態,一迴路完全開啟,處於大氣壓力之下,一次冷卻劑溫度低於60℃,將乏燃料組件從堆芯取出,將新燃料組件和未予置換出堆的燃料組件裝入堆芯內根據換料方案事先確定好的位置上的操作。出處 《電力名詞》第三...
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,此系統稱為堆芯事故冷卻系統。此系統中的高壓貯水罐能自動向堆芯榷...
2017年12月11日,《核電廠非能動最終熱阱冷卻系統及方法》獲得第十九屆中國專利優秀獎。(概述圖為《核電廠非能動最終熱阱冷卻系統及方法》摘要附圖)專利背景 核反應堆的一個特點是在停堆後仍需要對堆芯進行冷卻,因為核燃料有自衰變...
核反應堆的冷卻的特點是:第一,在穩態運行工況下,核反應堆是一種控制發熱型裝置,因為核裂變沒有溫度上限,為維持一定的溫度,必須採取可控冷卻措施;在停堆過程中也需要排除剩餘衰變熱量。第二,在異常和事故工況下,如出現燃料棒熱點...
一、乏燃料為什麼需要冷卻 輻照燃料元(組)件的比放射性活度很高,現代輕水堆燃料組件在停堆的瞬間(約1秒後)具有10000-15000TBq/kgU的比放射性活度,一天后仍有1000-1500TBq/kgU的比放射性活度。這樣強的放射性很難處理,因為強射線...
且分別布置在相互隔離的密閉工藝間內,符合獨立性原則,安全可靠的堆芯備用冷卻系統是迴路設計創新的重要體現。備用泵與換熱器等執行池水冷卻功能。事故工況下,當發生喪失熱井事件時,由二次冷卻水壓力過低信號觸發反應堆緊急停堆。當堆...
壓水堆核電廠在更換燃料和對反應堆冷卻劑系統進行維修和檢查的冷態停堆期間需要降低反應堆冷卻劑系統的水位, 井在某一段時間內降低到迴路管道內。在反應堆冷卻劑系統迴路部分充滿運行期間, 餘熱排出系統冷卻喪失事故是很可能發生的, 並且...
且分別布置在相互隔離的密閉工藝間內,符合獨立性原則,安全可靠的堆芯備用冷卻系統是迴路設計創新的重要體現。備用泵與換熱器等執行池水冷卻功能。事故工況下,當發生喪失熱井事件時,由二次冷卻水壓力過低信號觸發反應堆緊急停堆。當堆...
6.5溫度感測器 7數據處理 8信息的提供 8.1功能要求 8.2人因考慮 9驗證和校準 10在役試驗和維護 11質量合格鑑定 12檔案資料 附錄A(資料性附錄)壓水堆(PWR)冷停堆期間喪失堆芯冷卻的事故 附錄B(資料性附錄)核電廠運行狀態 ...
該系統還能在冷態下使堆芯保持在次臨界狀態,以補充反應堆停堆系統的可控反應性的不足。第二停堆系統所採用的反應性控制方法是在反應堆冷卻劑(壓水堆、沸水堆)中加入硼酸溶液或在慢化劑(重水堆)中加入硝酸釓溶液。該系統可在主控室...
熱態性停堆是反應堆冷卻劑溫度和壓力均處於熱態的短期暫時性停堆。核反應堆,又稱為原子能反應堆或反應堆,是能維持可控自持鏈式核裂變反應,以實現核能利用的裝置。核反應堆通過合理布置核燃料,使得在無需補加中子源的條件下能在...
熱[態]停堆 反應堆冷卻劑溫度和壓力均處於熱態的短期暫時性停堆。中文名稱:熱[態]停堆;
反應堆換料後,卸出的乏燃料要在燃料貯存池中存放半年以上,待燃料冷卻到一定程度,再送往後處理工廠。本系統的冷卻能力,不僅要考慮停堆150h後三分之一堆芯衰變熱,還應考慮整個池內其他乏燃料元件的衰變熱和緊急停堆換料的一個全堆...
在汽機旁排系統不可用時,如果核功率大於50%額定功率,為保證反應堆安全觸發緊急停堆。主泵軸承水溫度高先觸發停堆後觸發停泵 (1)秦山一二期核電廠針對主泵冷卻不足的保護設定 在秦山一期、二期核電廠分別設定“ 軸承水控制泄漏流...
以及緊急停堆換料時一個全堆芯停堆150h後的衰變熱,同時保持池水溫度低於50℃(在高溫季節,可投入兩個系列來保證)。當系統發生能動部件單一故障時,池水溫度也不得超過75℃。系統的冷卻和補水部分均要求按核安全3級及抗震I類設計。
(2)最大碘坑中起動:在反應堆的燃料循環中後期,碘坑深度可能大於停堆時的剩餘反應性。這時即使把控制棒組全部提出,也不可能使反應堆達到臨界。只有對反應堆冷卻劑進行適當的硼稀釋操作,才有可能使反應堆起動。但反應堆一旦起動後,...
此外,壓水式反應堆的核裂變也可透過調節一迴路內冷卻劑中的硼濃度來控制(硼亦是一種中子吸收體)。當反應堆啟動及達到既定功率之後,會維持在臨界狀態,以確保其穩定的運作。在需要緊急停堆時,只須切斷控制棒驅動機械的電源,控制棒便...