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。
基本介紹
- 中文名:反應堆監測系統
- 外文名:reactormonitoring system
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。
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...
反應堆堆內構件振動與鬆動件監測系統(reactor internal vibration and loose parts monitoring system)是2020年公布的電力名詞。定義 根據壓力容器外的中子噪聲特徵及壓力容器的振動特徵來監測反應堆堆內構件和燃料組件振動狀態,以及利用噪聲...
反應堆堆內構件振動監測裝置 反應堆堆內構件振動監測裝置是一種監測裝置。反應堆堆內構件振動監測裝置
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。主要監測參數是反應堆壓力容器內水位、堆芯出口溫度和反應堆出口...
堆芯測量系統包括堆芯溫度測量、堆芯中子注量率測量和壓力容器內水位測量三部分,其總的功能是:提供反應堆燃料組件冷卻劑出口溫度信息、堆芯中子注量率分布信息及壓力容器內水位信息。堆芯控制系統的功能是:(1)在穩態運行期間,維持...
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...
反應堆冷卻劑失水事故監督系統,是一種核電站儀控系統,特別是一種可以與非安全級DCS實現數據互動的反應堆冷卻劑失水事故監督系統。套用 當前在核電站儀控系統中,反應堆失水事故L0CA(loss of coolant accident)是壓水堆核電站嚴重的...
區域輻射監測系統用於日常監測核反應堆重點區域的輻射水平,保證核反應堆運行中的輻射安全,通過實時監測核反應堆重點區域輻射劑量率的變化來判斷反應堆的運轉狀態,監測系統會實時顯示各區域劑量率結果,並根據監測結果發出聲、光報警,提醒...
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...
燃料組件破損監測系統 監測反應堆內的燃料元件是否破損,並在發現破損後確定破損燃料組件及具體破損位置的系統及裝置,又分為反應堆運行期間的燃料破損實時監測系統和停堆後的破損燃料定位檢測裝置兩類。
圖4是該發明核電站核儀表系統中探測器的徑向分布示意圖;圖5是該發明核電站核儀表系統中探測器的定位示意圖。權利要求 1.一種核電站核儀表系統,用於對壓力容器的反應堆堆芯參數進行監測,包括:源量程通道、中間量程通道、功率量程通道...
研究表明撞擊激勵產生寬頻聲波信號,寬頻加速度感測器也是好的聲波感測器,其頻率範圍在1 kHz~20 kHz為宜,反應堆本底噪聲不是很大並且聲波在反應堆壁上的衰減也不嚴重。數字式金屬撞擊監測系統利用這一原理,在合理位置布置信號感測器,能...
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...
《非線性(反應堆)系統的無擾動辨識》是依託清華大學,由羅征培擔任項目負責人的面上項目。項目摘要 隨時監測核反應堆的動態將有利於核反應堆的安全。核系統的隨機特性,使反應堆輸出中自然含有漲落的部分,利用它可以辯識出堆的動態,...
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)
1942年美國芝加哥大學建成了世界上第一座自持的鏈式反應裝置,從此開闢了核能利用的新紀元。組成部分 反應堆由堆芯、冷卻系統、慢化系統、反射層、控制與保護系統、禁止系統、輻射監測系統等組成。堆芯中的燃料:反應堆的燃料,不是煤、...
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...
1942年美國芝加哥大學建成了世界上第一座自持的鏈式反應裝置,從此開闢了核能利用的新紀元。反應堆由堆芯、冷卻系統、慢化系統、反射層、控制與保護系統、禁止系統、輻射監測系統等組成。燃料 反應堆的燃料,不是煤、石油,而是可裂變材料...
一迴路壓力邊界堆本體及控制棒驅動機構容易發生泄漏,一旦發生泄漏,一迴路中的帶有放射性的水進入安全殼中,造成環境污染,同時還會造成堆芯失水事故,影響核電站安全運行,因此反應堆一迴路壓力邊界泄漏的監測十分重要。
反應堆保護系統監測反應堆的實時工況參數,當反應堆出現異常工況時自動觸發緊急停堆信號,使反應堆緊急停堆。在通常的反應堆設計中,從反應堆達到緊急停堆工況至停堆棒落至底部有一個時間間隔。美國核管會標準評審大綱(NUREG-0800)規定...
目前國內外同類型核電廠大都採用法國EDF/DTG開發的安全殼泄漏率線上監測系統SEXTEN2,用於反應堆正常運行期間的安全殼總泄漏的線上監測。該系統經過實際運行情況的驗證,能夠滿足安全殼總泄漏的線上監測和密封性診斷要求,為運行人員提供安全...
這些參數一般是由化學與容積控制系統來實現控制的。通過離子交換器除鹽,通過氫氣或聯氨除氧。表7-7詳細列出了這幾個參數的信息。表1列出了壓水堆核電廠運行期間典型的水質指標。pH值對鋼鐵的腐蝕速率的影響如圖1所示。酸性的環境會加速...
反應堆停堆系統工作原理是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(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...
2)《核電廠堆芯的安全設計》(HAD102/07-1989)第3.5節堆芯監測系統:在反應堆啟動時,特別是首次啟動時,中子注量率遠遠低於滿功率運行時的注量率,所以需要更為靈敏的、臨時的中子探測器來測量中子注量率。為使中子注量率水平...
堆外部分包括釓壓力容器(毒物箱)、加壓氦供應箱、毒物混合箱、疏排箱、閥門和管道等。該裝置可直接向排管容器中的重水慢化劑注入吸收中子的硝酸釓溶液,使反應堆迅速停堆。注入硝酸釓溶液的動作由第2停堆系統的信號觸發,其觸發整定值...
堆芯測量裝置是指由中子通量測量、溫度測量和反應堆壓力容器水位測量子系統組成的核電廠重要的核級儀控系統。在秦山核電二期工程一號機組的調試和運行過程中,本系統完全滿足核電站的功能要求,從而表明其設計是先進的、成功的,達到了國際...
功率運行期間反應堆冷卻劑的典型水質指標見表1。壓水堆核電廠設定化學和容積控制系統,用以對冷卻劑水質進行淨化和控制。還設定化學取樣監測系統,定期地取水樣作化學分析,檢查和保證水質。pH值 水的pH值對於各種材料腐蝕行為的影響並不...
核電廠一迴路流量測量。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...