基本介紹
- 中文名:堆芯保護系統
- 外文名:coreprotection system
堆芯保護系統是根據核電廠事故狀態的嚴重程度採用相應的對策限制或降低反應堆功率,以達到終止事故狀態,防止發展成導致反應堆停堆系統動作的嚴重事故的系統。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...
反應堆數位化保護系統由於其具有快速的計算能力,能實現對反應堆堆芯的DNBR(偏離泡核沸騰比)和LPD(堆芯線功率密度)的實時計算,以實現對最終危及堆芯安全的這兩個參數的直接保護,從而提高反應堆的出力和可利用率。美國西屋公司在1976年...
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;專設安全設施的安全注射系統、安全殼噴淋系統、安全殼消氫系統、安全殼...
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 ...
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...
(3)在運行的瞬態或設備故障時,保持電廠主要參數在允許的範圍內,以儘可能減少反應堆保護系統的動作。為了滿足上述要求,堆芯控制系統主要包括:反應堆功率調節系統;反應堆平均溫度調節系統;穩壓器壓力控制系統;穩壓器水位調節系統。
沸水堆的應急堆芯冷卻系統 沸水堆的安全保護系統之一,用於在堆芯失水時直接向堆內注入冷卻水以防止堆芯熔化。系統又分為四個子系統:①自動卸壓系統:由若干安全卸壓閥和大容量抑壓水池組成。大容量抑壓水池是沸水堆核電廠設計中的...
失水事故中緊急堆芯冷卻系統可靠性分析 基於 GO-FLOW法的失水事故中緊急堆芯冷卻系統可靠性分析 緊急堆芯冷卻系統(ECCS)是壓水反應堆的一重要的安全保障系統 ,在壓水反應堆發生失水事故(LOCA)後 ,當一迴路系統壓力降到一定值時 ,會...
實物保護系統是指利用實體屏障、探測延遲技術及人員的回響能力,阻止盜竊、搶劫或非法轉移核材料以及破壞核設施行為的安全防範系統。實物保護系統是人防、物防和技防的有機結合:人防由核電廠保衛、公安及武警負責組織實施回響;而物防是通過...
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,通過改變控制棒的位置或堆芯冷卻劑中的硼濃度來改變或維持反應堆功率。此外,功率調節系統需與核測系統、反應堆保護系統、棒位測量與指示系統,...
該發明具有緩解與預防嚴重事故功能,堆芯測量儀表自上而下穿入反應堆壓力容器,擁有結合了能動余非能動方式的餘熱排出系統和數位化儀控多樣性保護系統。2021年6月24日,《基於177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統及其核電站》獲得第...
第七章 壓水堆保護系統 7-1引言 7-2保護系統設計的一般原則 7-3事故工況等級 7-4安全極限和保護參數停堆整定值 7-5安全邏輯 7-5-1符合邏輯 7-5-2安全邏輯結構 7-5-3安全邏輯示例 7-6安全聯鎖 7-7堆芯保護 7...
反應堆堆芯的構成 反應堆堆體由反應堆壓力容器、金屬堆內構件、石墨和碳磚堆內構件、由燃料元件組成的球床堆芯、控制棒及其驅動機構、吸收球停堆系統等組成。與堆芯直接相關的還包括熱氣導管、蒸汽發生器、氨風機、燃料裝卸系統、氦...
此外,數位化系統有較強的數據處理功能,可以在事故發展的初期進行預報,諸如用於堆芯保護的核電廠限制系統等。壓水堆數位化控制系統主要包括下列系統:(1)計算機信息處理系統;(2)主控制室人機接口裝置;(3)反應堆保護系統;(4)反應堆...
但是,近年來法國開發的N₄型核電廠和美國西屋公司設計的英國核電廠Sizewell B,以及正在開發的先進壓水堆核電廠已經全面地套用計算機控制,諸如,反應堆保護系統、反應堆控制、汽輪發電機組控制等。表中示出計算機在常規的沸水堆核電廠...
無論在何種事故條件下,只需在反應堆停堆之後實現這兩個目標,就能夠完全保護環境和公眾的安全。為實現安全目標,核電站設定了堆芯剩餘熱量排出系統,實現方式有兩種:傳統M310堆型的能動方式,和西屋AP1000為代表的非能動方式。非能動...
安全殼應急排氣系統是為了確保核電站安全殼完整性而設計的保護系統。核電站安全殼是防止放射性產物釋放到環境的最後一道屏障。在發生堆芯熔穿壓力容器嚴重事故時,由於熔融堆芯與混凝土底板反應產生的不凝結氣體不斷增加,安全殼內壓力逐漸...
《堆芯溫度測量系統》用於反應堆內燃料元件、冷卻劑、慢化劑和堆內構件的溫度測量,為監測、控制或保護反應堆提供相應的溫度信息。概述 對於壓水堆核電廠,主要是燃料組件出口冷卻劑溫度的測量。由於堆芯燃料組件沒有彼此分隔的外套,因此...
13.根據權利要求11所述的核電站核儀表系統,其特徵在於,所述核電站核儀表系統還包括與相應的保護櫃連線的以下系統的接口系統:反應堆保護系統、棒控和棒位系統、主控室、堆芯線上監測系統。14.一種核電站核儀表系統的定位方法,其...
堆芯熔毀後可引發具有放射性的物質外泄,影響人類及其他生物的健康。在核電站中,堆芯熔毀穩定化系統(Core Melt Stabilization System)會用來減緩堆芯熔毀的影響,並確保核心保護殼的完整性。核泄漏雖也可指使用核動力的航海器具(如潛艇...
反應堆停堆系統 反應堆停堆系統是2020年公布的電力名詞。定義 將控制棒快速插入堆芯,迫使反應堆處於有足夠深度的次臨界狀態,迅速減少中子注量率,最終停閉反應堆的系統。出處 《電力名詞》。
這四個系統分別設在四個廠房,實行嚴格的分區實體保護。因內部事件(水災、火災等)或外部事件(地震)造成某一系統失靈時,另一系統代替有故障系統行使安全職能,實現反應堆安全停堆。這些結構性的安全系統將把在役壓水堆極低的堆芯...
通過檢測堆芯外的中子注量率來檢測反應堆在起動、正常運行和停閉時的功率及其變化速率。設有專用的探測器,用以為反應堆功率調節系統提供中子注量率水平信號。另設有一些專用探測器為反應堆保護系統提供超功率、功率傾斜或短周期等保護...
零功率反應堆裝置是在極低功率下進行堆物理實驗研究的反應堆裝置,由堆本體、操縱保護系統和其它輔助設備構成。特點 沒有冷卻系統,堆芯(活性區)結構簡單靈活,容易改裝和更換。它一般工作在常溫常壓下,若慢化劑為固體,堆芯通常用砌塊...
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、石油,而是可裂變材料。自然界天然存在的易於裂變的材料只有U-235,它在天然鈾中的含量僅有0.711%...
如秦山一期核電廠在功率量程中子通量負變化率過快時,保護系統首先閉鎖提升控制棒,避免落棒期間因提棒導致功率畸變和功率超調,經過延時後,如當前實測核功率與之前貯存功率差值大於定值則會產生緊急停堆信號,但AP1000取消了該緊急停堆...