《壓水堆核電廠反應堆彈棒事故分析要求》是2012年04月06日實施的一項行業標準。
基本介紹
- 中文名：壓水堆核電廠反應堆彈棒事故分析要求
- 發布日期：2012-01-06
- 實施日期：2012-04-06
- 標準號：NB/T 20101-2012
- 中國標準分類號：F65
- 技術歸口：核工業標準化研究所
- 批准發布部門：國家能源局
起草單位,起草人,
起草單位
中國核動力研究設計院。
起草人
張虹、沈才芬 等。
《壓水堆核電廠反應堆彈棒事故分析要求》是2012年04月06日實施的一項行業標準。
《壓水堆核電廠反應堆彈棒事故分析要求》是2012年04月06日實施的一項行業標準。起草單位中國核動力研究設計院。起草人張虹、沈才芬 等。...
一台反應堆冷卻劑泵的泵軸瞬時卡死或斷裂，將使堆芯冷卻劑流量迅速下降，系統升溫升壓。為防止燃料元件因冷卻惡化而損壞，要求保護系統控制棒能迅速下插，降低堆功率及元件表面的熱負荷，使事故得到緩解。這兩種事故是對核電廠控制棒動作速度的最嚴格的考驗。如果反應堆冷卻劑系統能有較大的慣性流量(主泵軸上裝有...
以及流量控制器失靈引起沸水堆堆芯流量增大；(e)化學和容積控制系統失靈(壓水堆)引起反應堆冷卻劑中硼濃度降低；(f)燃料組件意外裝錯位置和在錯誤位置下運行；(g)各種彈棒事故(壓水堆)；(h)各種落棒事故(沸水堆)(5)反應堆冷卻劑裝量的增加 (a)應急堆芯冷卻系統意外運行和化學容積控制系統的失靈引起反應堆 ...
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...
3.3.3 堆芯功率能力驗證 3.3.4 特定事故關鍵安全參數 3.3.5 參數超限後的再評價和再分析 3.3.6 換料安全分析檢查表 第4章 大亞灣核電站的燃料管理 4.1 核燃料供應國產化和核燃料管理國內自主化 4.1.1 概述 4.1.2 核燃料組件供應國產化 4.1.3 燃料管理國內自主化 4.2 大亞灣核電站的燃料管理...
(1)重水堆在整個壽期內剩餘反應性較低，即使由於大失水事故時引入正反應性，它仍然在安全停堆控制能力之內；(2)由於重水慢化劑和冷卻劑是分隔開的，慢化劑工作溫度較低(正常運行時為69℃)，而反應性控制裝置均放在低溫、低壓的慢化劑系統，因而使控制機構的可靠性提高，不會產生像壓水堆核電廠可能產生的“彈棒”...
rod ejection accident 核電廠事故的一種。壓水堆在運行過程中由於控制棒驅動機構密封罩殼的破裂，使全部壓差作用到控制棒驅動軸上，從而引起控制棒迅速彈出堆芯的事故，這種機械故障是反應堆失去冷卻劑，又同時向堆內階躍引入反應性兩個效應的綜合。從破口流失的冷卻劑流量相當於一迴路管道小破裂，階躍引入反應性的...
彈棒事故 核電廠事故的一種。壓水堆在運行過程中由於控制棒驅動機構密封罩殼的破裂，使全部壓差作用到控制棒驅動軸上，從而引起控制棒迅速彈出堆芯的事故，這種機械故障是反應堆失去冷卻劑，又同時向堆內階躍引入反應性兩個效應的綜合。從破口流失的冷卻劑流量相當於一迴路管道小破裂，階躍引入反應性的大小等於彈出棒...
設計基準事故（DBA)用於設計核電站工程安全設施的一些假設事故。不同類型的核電站其DBA不同。輕水堆的DBA包括：冷卻劑喪失事故、彈棒事故、蒸汽管破裂事故等。它們中後果最嚴重的是失水事故。在壓水堆中假設為主管道的雙端斷裂，也稱為最大可信事故。機率安全評價（PSA)這是70年代後期發展起來的一種安全評價方法,核...
(1) 反應堆實現了一體化布置 5MW供熱堆一迴路的主要設備，如堆芯、堆內構件、主熱交換器和控制棒水力驅動機構等均布置在壓力容器內。堆內構件採用吊掛式，堆芯安裝在吊籃的底部。自然循環的採用和一體化的結構布置取消了一迴路大管道，排除了由於主管道斷裂可能導致的大破口失水事故，提高了核供熱堆的安全性。(2...