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)給水系統等。
基本介紹
- 中文名:反應堆安全系統和設施
- 外文名:reactorsafety systems and facilities
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)給水系統等。
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、...
反應堆保護系統、專設安全設施及其相關的支持系統,構成核電廠的安全系統,它是核電廠安全縱深防禦的第三層。比如一迴路輔助系統的化學和容積控制系統、餘熱排出系統;...
核反應堆安全系統,是指當核反應堆出現異常工況時,不依靠人為操作或外部設備的強制性干預,只是由堆的自然安全性和非能動的安全性,控制反應性或移出堆熱量,使...
核電廠在事故工況下投入使用並執行安全功能,以控制事故後果,使反應堆在事故後達到穩定的、可接受狀態而專門設定的各種安全系統總稱為專設安全設施,如:安全注入...
非能動安全系統 即安全系統由重力、自然循環和儲能等自然規律造成的力量來驅動或投入運行。(1)餘熱排出系統:在反應堆冷卻劑系統中,引入一個非能動熱交換器,在...
其功能與常規的壓水堆反應堆保護系統基本相同,分為反應堆停堆系統和專設安全設施觸發系統兩部分。反應堆數位化保護系統由於其具有快速的計算能力,能實現對反應堆堆...
核動力裝置的系統和設備是指使核反應堆產生動力的系統和設備,如核蒸汽供應系統和核電站汽輪機等,以及為保證設備正常運行、人員健康和安全所需要的系統和設備等。...
2008年7月25日,由中核(北京)核儀器廠負責研製生產的C-2反應堆保護系統和專設安全設施驅動系統成功通過業主和設計單位的聯合驗收,這是中核(北京)核儀器廠在核電控...
安全系統的作用是在核電站運行發生干擾和事故時維持各安全螢幕障的完整性,並排出事故後的餘熱。這些系統一般指反應堆快速停堆保護系統、應急堆心冷卻和餘熱排出系統、...
堆芯保護系統與反應堆停堆系統、專設安全設施驅動系統一起構成對反應堆系統進行保護的縱深防禦體系,是反應堆保護系統的一個組成部分。
《核反應堆保護系統安全準則(GB/T 4083-2005)》是對GB/T 4083—1983《核反應堆保護系統安全準則》的修訂,編寫方法和格式符合GB/T 1.1—2000的要求。本標準由...
屬抗震1類的構築物、系統和部件應能承受廠址可能發生的最大地震,即安全停堆地震(safety shutdown earthquake),在地震時及地震後仍能保持它的完整性或可運行性。
① 將剩餘的全部設備、系統和設施拆除,全部放射性廢物移出現場,並進行處理和處置。② 恢復地貌,廠址開放,不受限制利用。雖然對反應堆工程退役原則性劃分為三級,...
核動力裝置的系統和設備是指使核反應堆產生動力的系統和設備,如核蒸汽供應系統和核電站汽輪機等,以及為保證設備正常運行、人員健康和安全所需要的系統和設備等。...
安全殼系統是包容反應堆一迴路系統和應急安全設施的外殼。它是核電站的第四道安全屏障。以防止放射性物質向外擴散,即使在最嚴重事故時,放射性物質仍能全部被封閉在...
目前商業運轉中的核能發電廠都是利用核分裂反應而發電。核電站一般分為兩部分:利用原子核裂變生產蒸汽的核島(包括反應堆裝置和一迴路系統)和利用蒸汽發電的常規島...
一迴路系統及主要設備,對反應堆冷卻劑泵、穩壓器和蒸汽發生器的作用、工作原理、結構、設計計算作了重點闡述;第4章介紹核島主要輔助系統;第5章介紹專設安全設施...
核電廠在事故工況下投入使用並執行安全功能,以控制事故後果,使反應堆在事故後達到穩定的、可接受狀態而專門設定的各種安全系統的總稱。 套用學科 電力(一級學科),核...
通過分析、監視、測試和檢查等方法證實核設施、核活動或其安全重要事項的狀態符合安全要求,其運行可持續符合許可限值和條件。 套用學科 電力(一級學科),核電(二級學...
數位化儀控技術研究、控制模擬技術研究。核安全技術:主要包括反應堆系統的安全分析技術研究(包括事故分析、機率安全分析評價、可視化研究、環境評價等)。
主要研究工作包括熱工水力數值模擬技術、先進反應堆非能動堆外冷卻技術、非能動安全殼餘熱排出技術、安全殼氫氣安全分析、核電站系統仿真、數位化儀控系統仿真及測試...
34.8.4與國家核安全局的聯繫 34.8.5經驗反饋與最終報告 34.9核電站主要設備的維修綱要 34.9.1核蒸汽供應系統 34.9.2安全殼――反應堆廠房 34.9.3汽輪...
中文名稱 反應堆核設計 英文名稱 reactor nuclear design 定義 反應堆堆芯物理設計和反應堆輻射禁止設計的統稱。前者包括確定堆芯臨界條件和功率分布、反應性分析...
本書的核設施與輻射設施的範圍包括反應堆、核燃料循環前段設施、核燃料循環後段設施與核技術利用輻射設施與核研究基地。內容簡介 本書結合實際需要,系統與全面地介紹...
反應堆是核電站的關鍵設備,鏈式裂變反應就在其中進行。將原子核裂變釋放的核能轉換成熱能,再轉變為電能的系統和設施,通常稱為核電站。世界上核電站常用的反應堆有...
安全系統 由於運行中的反應堆存在著潛在風險,在反應堆、核電廠的設計、建造和運行過程中 ,必須堅持和確保全全第一的原則, 核電廠運行史上三哩島和車諾比...
3·11日本地震後,福島第一核電站傳出反應堆停止運轉的訊息,由於反應堆冷卻系統停止運作,燃料有露出水面發生“堆芯融化”的危險,當局不得不向反應堆注入海水,...
·緊急操作台(ECP):在緊急情況下,操縱員可以利用ECP上的緊急操作設備進行手動停堆及專設安全設施系統級驅動等保護動作,保證全廠的安全。·大屏顯示盤。DCS系...
但是大海嘯淹沒了緊急發電機室,損毀了緊急柴油發電機,令冷卻系統停止運作,反應堆開始過熱。同時,地震與海嘯造成的損毀也阻礙了外來的救援。在之後的幾個小時到幾...
嚴重事故後地下廠房可達性等進行分析和研究,論證了以600 Mw地面參考電站為基礎,增設非能動安全系統,對反應堆和部分核島系統進行最佳化或適應性改進設計後,地下核...