《壓水堆核電廠事故分析和安全判據》是2012年4月6日實施的一項行業標準。
基本介紹
- 中文名：壓水堆核電廠事故分析和安全判據
- 標準號：NB/T 20103-2012
- 發布日期：2012-01-06
- 實施日期：2012-04-06
- 制修訂：修訂
- 代替標準：EJ/T 314-1988
- 批准發布部門：國家能源局
- 技術歸口：核工業標準化研究所
起草單位,起草人,
起草單位
中國核動力研究設計院。
起草人
劉松濤、喻娜等。
《壓水堆核電廠事故分析和安全判據》是2012年4月6日實施的一項行業標準。
《壓水堆核電廠事故分析和安全判據》是2012年4月6日實施的一項行業標準。起草單位中國核動力研究設計院。起草人劉松濤、喻娜等。1...
《壓水堆核電廠安全與事故對策》是1995年原子能出版社出版的圖書，作者是濮繼龍。內容簡介 本書比較系統全面地對壓水堆核電廠安全的總體作了概略性描述，體現了80年代末國際核能界對核安全的最新認識與理解，也匯集反映了我國在核安全研究方面的若干收穫和體會。全書共分十章，在概要介紹了核電與核安全基本知識及壓...
壓水堆（pressurized water reactor）：全稱“加壓水慢化冷卻反應堆”。以加壓的、未發生沸騰的輕水(即普通水)作為慢化劑和冷卻劑的反應堆。由燃料組件、慢化劑(兼作冷卻劑)、控制棒組件、可燃毒物組件、中子源組件、堆芯吊籃和壓力殼等組成。是屬於核電站中套用數量較多、容量較大的堆型。發展史 壓水堆是世界上在...
3．2．2 確保堆芯冷卻 3．2．3 包容放射性產物 3．3 專設安全設施 3．3．1 二代專設安全設施 3．3．2 APl000先進核電廠非能動專設安全設施 3．3．3 EPR壓水堆核電廠專設安全設施 3．3．4 嚴重事故預防和緩解措施 習題 參考文獻 第4章 核反應堆事故分析模型概述 4．1 核電廠設計評價和安全分析 4...
壓水堆核電廠反應堆冷卻劑喪失事故分析要求 《壓水堆核電廠反應堆冷卻劑喪失事故分析要求》是2012年1月6日發布的一項行業標準。備案信息 備案號：36024-2012 備案公告： 2012年第4號(總第148號)
反應堆安全，包括反應堆安全基本原則、安全功能，設計基準事故分析，嚴重事故（即超設計基準事故）對策，機率安全評價等內容。電廠目標 核電廠的安全總目標是在核電廠里建立並維持一套有效的防護措施，以保證工作人員、公眾和環境免遭過度的放射性風險。這裡，風險是指事件的頻率與其所產生的危害的乘積，放射性危害是指...
第5章 壓水堆核電廠的異常運行和事故分析 5．1 控制棒組件失控抽出事故 5．2 失去正常給水 5．3 全廠斷電事故 5．4 蒸汽發生器傳熱管斷裂事故 5．5 蒸汽管道破裂事故 5．6 失水事故 5．7 其他事故 5．8 超設計基準事故的防止和緩解 第6章 壓水堆核電廠的運行管理 6．1 燃料元件破損的檢測 6．2 ...
俞爾俊、李吉根編著的《核電廠核安全》的主要內容包括核安全文、核安全法規和核電廠事故分析，其中事故分析部分詳細介紹了事分析的基本知識，各種設計基準事故的過程特點，緩解設備及對操縱人的要求，並列舉了核電廠事故例，最後簡要介紹了核電廠嚴重事故。《核電廠核安全》是壓水堆核電廠操縱人員基礎理論培訓系列教材一...
這些設備的製造成功，使中國成為少數幾個能夠加工製造高溫氣冷堆關鍵設備的國家之一，為高溫氣冷堆的國產化做出了重要貢獻。高溫氣冷堆特點 安全性好 高溫氣冷堆是國際核能界公認的一種具有良好安全特性的堆型。三里島核事故後世界核反應堆安全性改進的趨勢，其堆芯融化機率有了顯著的改進。目前世界上的核電廠堆芯...
5.2.1 核電廠設計的安全目標、原理和方法 5.2.2 壓水堆核電廠的安全措施 5.2.3 核安全管理和相關法規 5.2.4 核電廠的廠址選擇 5.3 核電廠安全保護與監測系統 5.3.1 反應堆安全保護系統 5.3.2 反應堆堆內和堆外檢測系統 5.3.3 放射性監視系統 5.4 核電廠的事故分析 5.4.1 運行工況的安全...
在過去，特別是在三里島核電廠事故之前，在事故分析上，幾乎把研究工作都集中到“大破口失水事故”上，把這一事故等同為設計基準事故或最大可信事故，認為這一事故代表了對核電廠最嚴重的考驗，如能經受這一事故，也就能經受其他一切事故。這種做法是片面的。設計基準事故的內容還在繼續發展。機率安全分析方法的套用...
超設計基準事故是指比設計基準事故更為嚴重的事故，也稱嚴重事故，它是指堆芯嚴重損壞，並有可能破壞安全殼的完整性，從而造成向環境釋放較大量放射性的事故。目前套用最廣的是RSS壓水堆假想事故。這是把美國薩里(Surry)和桃花谷(Peach Bottom)兩個核電廠分別作為壓水堆和沸水堆的代表，用電廠的可靠性分析和源項分析...
各核電設備供應廠商通用電氣按URD的要求進行了更安全、更經濟輕水堆型的開發研究，美國通用電氣公司同日本東芝公司、日立公司聯合開發了改良型沸水堆ABWR，美國ABB-CE開發了改良型壓水堆系統80+，美國西屋公司開發了非能動安全型壓水堆AP-600，法國法馬通公司和德國西門子公司聯合開發了改良型歐洲壓水堆EPR等，其中ABWR...
一、反應堆冷卻劑系統及若干主要設備 二、非能動安全系統與若干其他系統 三、基於PRA分析結果的設計改進 四、核電廠布置 第六節 AP1000規範標準體系與構築物、系統和部件分級 一、AP1000規範標準體系 二、AP1000構築物、系統和部件分級 附錄 參考文獻 第三章 AP1000的燃料系統與堆芯設計 第一節 現代壓水堆堆...
（4）在分析核電機組負荷跟蹤的運行特性、控制方法、運行模式及限制因素的基礎上，制定了核電參與電網調峰的運行方式；基於核電機組的調峰成本及效益分析，確定了核電參與電網調峰的工作位置，提出了核電參與電網調峰的判據及調峰平衡算法；基於調峰平衡約束，提出了核電與抽水蓄能電站聯合運行跟蹤日負荷的三種模式；建立了核...
低功率運行是一種過渡工況，既包括只帶廠用電負荷運行狀態，也包括向電網送電的準備狀態。不同堆型核電廠的啟動與停運方式各有其特點。下面以壓水堆核電廠為例說明正常啟動與正常停運的主要階段與特點。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。...
第十章 犃犘1000核電廠事故分析 472 第一節 確定論安全分析的基本方法 472 一、安全目標和分析範圍 472 二、假想事件及其分類 473 三、用於事故分析的主要電廠特性和參數 475 四、電腦程式 478 五、設計基準事故分析中假設的非安全相關係統 480 六、失去廠外電源的假設 480 第二節 非能動堆芯冷卻系統的...
可以看出，核能嚴重事故造成的急性死亡的人數最低，這在一定程度上說明核能相對是安全的。而且，應注意到已發生的車諾比事故出現於前蘇聯的石墨水堆，而且該堆也沒有安全殼(中國運行和在建的核電廠為壓水堆或重水堆，且均有安全殼)。現在還正在開發設計發生嚴重事故可能性更小的先進核電廠，可以相信，核電廠的...
輕水堆核電廠裝滿核燃料後，按照事先擬定的換料方案定期停堆更換部分核燃料。一般換料是一年換一次，每次更換1/3(壓水堆)或1/4(沸水堆)。在換料停堆的同時，進行必要的維修、檢查與試驗，約需要一至兩個月不等。負荷變化的限制 為了確保燃料元件的安全，要嚴格限制核電廠負荷變化速度。壓水堆功率漸增每分鐘不得...
最後，本課題以百萬千瓦級非能動壓水堆為研究對象，建立了耦合堆腔注水措施的融熔物冷卻的核電廠模型，針對冷段大破口始發嚴重事故序列，分析堆芯熔融進展過程中實施堆腔注水策略後融熔物的冷卻特性。本課題的相關研究對開發相應多相熱物理分析工具具有理論意義，對考慮經濟性與安全性相結合的工程安全系統的設計，...
對於核安全導則《核動力廠安全評價與驗證》（HAD102/17－2006）中關於確定論事故分析的要求，可以採用參考電站的分析方法和假設，且分析到與參考電站相同的狀態。為進一步提高第二代改進型核電項目的安全水平，並為新導則的修訂、實施積累經驗，第二代改進型核電項目應積極參考使用國際原子能機構已正式發布的新版導則。...
3 壓水堆核電廠安全設計常用概念 3.1 安全目標和縱深防禦概念 3.2 安全功能和分級 3.3 設計基準 3.4 構築物、部件、系統的可靠性設計 3.5 安全分析 第2章 反應堆 1 反應堆概況 1.1 反應堆功能 1.2 反應堆主要參數 1.3 反應堆本體主要設備 1.4 反應堆輔助設備 2 堆芯部件 2.1 燃料組件 2.2 ...
講授課程 在清華大學主講的課程：《反應堆熱工水力學》、《核電廠系統與運行》、《核電廠事故分析》、《反應堆熱工流體數值計算》等課程。學術成果 主要承擔的科研工作：國家973計畫超臨界水冷堆關鍵科學問題研究，大型先進壓水堆非能動安全殼冷卻系統研究，釷基燃料先進堆開發，核動力裝置最佳化設計等。出版圖書 ...
朱繼洲的研究領域為核反應堆安全與核電廠事故分析。承擔項目 據2023年6月西安交通大學校慶網數據，朱繼洲已主持完成國家七五攻關課題、863高技術能源領域子課題、高校博士點基金課題四項，國家自然科學基金課題2項，國家核安全局863快中子反應堆課題1項，橫向課題多項。學術論著 科研成果獎勵 人才培養 人員培訓 1985年，...
在清華大學主講的課程:《反應堆熱工水力學》、《核電廠系統與運行》、《核電廠事故分析》、《反應堆熱工流體數值計算》等課程。主要承擔的科研工作:國家973計畫超臨界水冷堆關鍵科學問題研究,大型先進壓水堆非能動安全殼冷卻系統研究,釷基燃料先進堆開發,核動力裝置最佳化設計等。 [1] 圖書目錄 播報 編輯 第1章緒論...
3.13“311”東日本大地震福島核電廠事故分析...78 3.13.1強地震緊急停堆後所有水冷系統失靈 3.13.2核餘熱及衰變產生的熱量足以使燃料元件熔化 3.13.3高溫熔體穿透壓力殼 3.13.4高放射性核燃料透過壓力殼泄漏到地面、海水乃至空氣中 3.14典型核電廠事故分析...80 3.14.1國際核事故分級 3.14.2美國三哩...
05.核反應堆104 05.01反應堆物理104 05.02反應堆熱工水力110 05.03反應堆基本組成116 05.04核反應堆類型118 05.05壓水堆核電廠120 05.06其他堆型132 06.粒子加速器138 06.01加速器原理和類型138 06.02加速器物理148 06.03加速器技術154 06.04加速器套用179 07.脈衝功率技術及其套用183 07.01脈衝特性...
反應堆功率上升到約為額定功率的10%~15%時，發電機進行併網，並帶最小負荷（約為發電機額定功率的5%）運行。逐漸關閉向汽輪機凝汽器排汽的旁通閥，使反應堆與汽輪機之間達到功率平衡。繼續增加負荷，當反應堆功率超過額定功率的15%時，將反應堆控制從手動切換到自動。功率運行 壓水堆核電廠帶功率運行時，一般...
2006年1月，國務院正式發布的“國家中長期科學和技術發展規劃綱要（2006——2020年）”中，將“大型先進壓水堆和高溫氣冷堆核電站示範工程”列為國家重大專項。高溫氣冷堆特點 高溫氣冷堆是國際核能界公認的一種具有良好安全特性的堆型。三里島核事故後世界核反應堆安全性改進的趨勢，其堆芯融化機率有了顯著的改進...
低功率運行是一種過渡工況，既包括只帶廠用電負荷運行狀態，也包括向電網送電的準備狀態。不同堆型核電廠的啟動與停運方式各有其特點。下面以壓水堆核電廠為例說明正常啟動與正常停運的主要階段與特點。啟動步驟 併網發電及提升功率 反應堆功率上升到約為額定功率的10%~15%時，發電機進行併網，並帶最小負荷（約...