《壓水堆核電廠失去廠外電源試驗技術導則》是2024年04月11日實施的一項中國行業標準。
《壓水堆核電廠失去廠外電源試驗技術導則》是2024年04月11日實施的一項中國行業標準。編制進程2023年10月11日，《壓水堆核電廠失去廠外電源試驗技術導則》發布。2024年04月11日，《壓水堆核電廠失去廠外電源試驗...
二、非能動技術使核電安全更趨成熟 5 第三節 開發商的設計驗證試驗 7 一、單項效應試驗 8 二、非能動安全殼冷卻系統綜合效應試驗 9 三、SPES2綜合系統試驗裝置與高壓條件下的堆芯冷卻10 四、APEX先進電廠試驗裝置與堆芯長期冷卻11 五、ULPU裝置與緩解嚴重事故的熔融物堆內滯留13 六、若干重要設備的樣機...
失去外電源 核電廠至少有兩路獨立的外電源供電。失去全部外電源，相當於發電機與電網解列，同時失去備用電源。如此時反應堆仍能繼續運行，則汽輪發電機組帶廠用電運行。如處理不當，會引發自動停堆，造成全廠斷電。此時廠用電的重要負荷由應急柴油發電機來承擔。部分失去冷卻劑流量 如一台主泵失去電源。在功率較高...
2009年4月之前，由於中國還沒有針對快堆的核安全規範和導則，只能參考壓水堆適用的相關導則。但是，由於反應堆原理和冷卻劑的不同，壓水堆電站的設計瞬態確定方法和結果對鈉冷快堆顯然是不適合的。發明內容 技術方案 《鈉冷快堆核電站冷卻劑系統和部件的設計瞬態確定方法》包括三個步驟，分別是明確冷卻劑系統和...
電廠運行經驗表明，蒸汽發生器傳熱管破裂事故是核電站發生頻率高的事故之一。蒸汽發生器傳熱管破裂(SGTR,Steam Generator Tube Rupture)事故是指蒸汽發生器中一根或者多根傳熱管道發生破裂(也包括導致輕微連續泄漏的裂紋)導致的事故。它使核電廠一迴路壓力邊界失去完整性，並導致一迴路和二迴路連通，使二迴路被具有放射性...
第三代核技術即西屋公司第三代非能動先進壓水堆AP1000與歐洲先進壓水堆EPR。第三代核技術因採用“非能動”安全系統，就是在反應堆上方頂著多個千噸級水箱，一旦遭遇緊急情況，不需要交流電源和應急發電機，僅利用地球引力、物質重力等自然現象就可驅動核電廠的安全系統，巧妙地冷卻反應堆堆芯，帶走堆芯餘熱，並對...
第二章核電與核安全基本知識 2.1核電安全史實 2.2反應堆技術要素 2.2.1核電廠概況 2.2.2反應堆物理基礎 2.2.3反應堆熱工水力學基礎 2.2.4燃料元件組件 2.2.5結構力學概論 2.3核輻射與輻射防護 2.3.1基本概念 2.3.2放射性核素來源 2.3.3裂變產物行為 2.3.4輻射防護 2.4核電廠設計安全原則 2...
核電廠發生預期運行瞬變，參數偏離了正常運行限值而要求停堆時，停堆失效造成的事故。它的初因事件一般是一些二次系統導出熱量減少事件，其中以喪失正常給水及失去非應急交流電源最有代表性。這種事故最突出的特點是反應堆冷卻劑系統升溫升壓，特別是當蒸汽發生器蒸乾後，升溫升壓尤為猛烈，如果系統設計不好，會造成不...
該報告選取了薩利壓水堆和桃花谷沸水堆核電廠作為典型研究對象，利用事件樹和故障樹相結合的方法系統地研究了可能導致堆芯熔化的事故序列，完成了定量化計算並得到最終堆芯損壞頻率（CFD）風險值，由此形成了一套相對完整的核電廠機率安全分析技術。機率安全分析（Probabilistic Safety Assessment，PSA）是一種系統工程方法...
還要重新覆核一次，在確認持照人有足夠的連續運行經歷並完成了必要的定期再培訓之後，才延續執照的有效期。最終需退役處置 核電廠在終止運行後，必須進行退役處置，最終使廠址達到不受限制地利用或與生態相容的環境。這是一個項用時很長的過程 ，根據各國的退役技術政策，一般需要幾年到幾十年，甚至百年。
據介紹，和第三代核電站採用的壓水堆技術不同，高溫氣冷堆的蒸發器能達到560℃，發電效率大大提升。“更為重要的是，高溫氣冷堆核電站具有良好的固有安全性，它能保證反應堆在任何事故下不發生堆芯熔化和放射性大量釋放。排除了由於反應堆剩餘發熱導致堆芯熔化的可能性，在技術上不需要採取廠外應急措施，達到第四...
以上是省政府昨天公布的“皖江城市帶承接產業轉移示範區基礎設施規劃”中的內容，除交通外，還對能源、資源、信息技術等各個方面的基礎設施建設都做了詳細規劃。規劃中 2015年前，我省規劃開工建設蕪湖繁昌壓水堆核電機組一期工程，這也是我省的第一座核電站。與此同時，還要推進池州吉陽壓水堆工程前期工作，加強安慶...
技術安全目標 有很大把握預防核電廠事故，確保所有設計基準事故放射性後果都是小的；確保那些會帶來嚴重放射性後果的嚴重事故發生的機率是極低的；對於嚴重事故也要有規程性措施加以控制，要求有措施保證停堆、持續冷卻堆芯、足夠的包容完整，以及有廠外應急準備。使得總的風險極低，並且不論各種事故發生頻率的大小，...
曾任中國廣東核電集團公司黨組成員、副總經理兼技術中心主任，安全總監。畢業後，參加了我國第一座高通量工程試驗反應堆的設計、建造和試運行。1982-1984年，作為訪問學者赴美國BNL國家實驗所從事與核安全分析有關的合作研究。後從事過快堆研究的部分課題。1986年8月，在北京中國原子能科學技術研究院堆工所任副研究員，...
在設計上壓水堆堆型普遍具有氫複合裝置，可將氫氣複合成水，防止發生類似福島核電站事故中的氫氣爆炸，抗災能力優於沸水堆。又如AP1000採用非能動設計，在事故發生並失去電源72小時內，無需操縱員動作即可保持堆芯的冷卻和安全殼的完整性，減少核泄漏的發生。總的來說，反應堆安全螢幕障主要包括反應堆緊急停堆系統、...
1957年10月10日，溫德斯格爾工廠由於反應堆心過熱，導致燃料起火。同時，由於檢測溫度的儀器發生堵塞，不能在反應堆心周圍移動以檢測溫度，使事故不斷升級。燃料著火，石墨著火，最後反應堆心起火。就這樣，整個系統完全失去了控制。那天值班的操作人員錯在沒帶操作手冊，也沒有檢查出他監控的流程是否正常。另外，人為...
鈾濃縮裝置就是利用這個過程來生產反應堆燃料的，不過需要相當高的技術水平才能建造出這樣的工業設備。即使自然界能夠奇蹟般地在微觀尺度上創造出類似的“裝置”，仍然無法解釋我們所研究的磷酸鋁顆粒中混合在一起的氙同位素比例。舉例來說，如果確實發生過物理分選的話，考慮到現有的氙132的含量，氙136（比氙132重4個...
