壓水堆非能動堆芯冷卻系統（passivecore cooling system for PWR）是2020年公布的電力名詞。
壓水堆非能動堆芯冷卻系統（passivecore cooling system for PWR）是2020年公布的電力名詞。定義一種先進壓水堆上典型的包括利用自然循環的非能動堆芯餘熱排除系統,以及利用自然循環和壓縮空氣彈...
非能動壓水堆核電廠設備冷卻水系統設計準則 《非能動壓水堆核電廠設備冷卻水系統設計準則》是2014年11月1日實施的一項行業標準。起草單位 中國核電工程有限公司、上海核工程研究設計院等。起草人 姚鴻帥、丁亮。
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 ,會啟動 ECCS 確保堆芯得到有效冷卻。ECCS 系統啟動後 , 會做出不同的回響來完成其在不同階段的任務 ,在這一動態過程中...
壓水堆核電廠需要定期更換燃料, 平時對反應堆冷卻劑系統( RCS ) 要進行多種為維修和檢查活動, 例如蒸汽發生器管束的檢查、反應堆溫度探測器的更換等。此時需要將RCS 水位在某一段時間內降低到迴路管道內。在RCS 迴路部分充水運行期間, 餘熱排出系統( R H R )S 當在R C S水位降得太低的情況下會吸入空氣,...
壓水堆核電廠的應急堆芯冷卻系統 應急堆芯冷卻系統是壓水堆核電廠中的專設安全設施之一。有些核電廠設定應急加硼裝置。當主蒸汽管道破裂時，利用化學和容積控制系統的離心上充泵或高壓安全注射泵從應急加硼箱內將硼濃度高達7000~21000μg/g的含硼水注入堆芯，向堆芯引入負反應性，保證反應堆不會重返臨界，使...
（3）主冷卻劑。壓水堆用水作為冷卻劑，將堆芯核反應產生的熱量帶出；同時水又是慢化劑，用來降低裂變生成的中子動能，使之更容易與鈾-235發生裂變反應。（4）吊籃。用於安放燃料組件、控制棒、中子源等部件。（5）反應堆壓力容器。壓力容器內部安裝堆芯組件，頂蓋上安裝控制棒驅動機構；與一迴路系統共同形成密封...
壓水堆核電站使用輕水作為冷卻劑和慢化劑。主要由核蒸汽供應系統（即一迴路系統）、汽輪發電機系統（即二迴路系統）及其他輔助系統組成。冷卻劑在堆芯吸收核燃料裂變釋放的熱能後，通過蒸汽發生器再把熱量傳遞給二迴路產生蒸汽，然後進入汽輪機做功，帶動發電機發電。系統介紹 1. 壓水堆核電站主迴路系統 壓水堆核...
其中有代表的有法、德合作開發的歐洲動力堆EPR和美國西屋公司研發的AP1000。EPR提出在未來壓水堆設計中採用共同的安全方法，通過降低堆芯熔化和嚴重事故機率和提高安全殼能力來提高安全性，從放射性保護、廢物處理、維修改進、減少人為失誤等方面根本改善運行條件；AP1000則以全非能動安全系統、簡化設計和布置以及模組化...
第六章 AP1000反應堆堆芯和堆芯支承結構 第七章 AP1000反應堆堆芯的核設計 第八章 反應堆系統熱工水力設計 第九章 AP1000核測系統和特殊監測系統 第三篇 AP1000核電廠系統和設備 第十章 核安全部件與設備的安全要求 第十一章 AP1000反應堆冷卻劑系統 中冊 第十二章 AP1000的非能動堆芯冷卻系統 第十三章 ...
本標準規定了非能動壓水堆核電廠反應堆主冷卻劑管道安裝階段的技術要求和質量標準，主要包括物項接收、測量與建模、坡口加工、組對、焊接、無損檢測等。 本標準適用於非能動壓水堆核電廠反應堆主管道的安裝。起草單位 上海核工程研究設計院、中國核工業第五建設有限公司、國核工程有限公司。起草人 施永兵、關嶺松、...
非能動餘熱排出系統 一種先進壓水堆釆用的典型非能動安全系統，由布置在安全殼內置換料水箱中，進出口管分別與反應堆冷卻劑環路熱段、冷段相連的非能動餘熱導出熱交換器，當蒸汽發生器達到其低水位整定值或其他對應觸發信號產生時，依靠反應堆冷卻劑的自然循環應急導出堆芯餘熱。
將反應堆分成三個獨立的應急堆芯冷卻和安全熱量排出區，每個區都有一個高壓和一個低壓的補給水系統。三個高壓補給水系統中有兩個電動高壓堆芯噴淋系統，另一個為安全級的汽機堆芯隔離冷卻系統。低壓補給水系統由泵和餘熱排出換熱器組成，又稱低壓淹沒系統，它同時實現堆芯冷卻和抑壓水池的冷卻功能。這一系統的改進...
此外，該堆堆芯餘熱也是採用自然循環方式，經空氣冷卻器排至大氣。總之，由於該堆採用了一體化、自穩壓、全功率自然循環冷卻、控制棒動壓水力驅動、雙層殼結構及非能動安全系統等設計措施，可以確保堆芯不發生失水事故，確保全全停堆及堆芯餘熱安全排出，大大提高其安全性，因此該堆可以建在稠密的居民區附近。
CAP1400是在引進、消化和吸收世界先進的第三代核電技術的基礎上進行再創新，設計並建設的具有我國自主智慧財產權的大型先進壓水堆核電站型號。《大型先進非能動壓水堆CAP1400（套裝上下冊）》系統地介紹了CAP1400的研發過程和具體設計內容，包括總體設計、堆芯設計、反應堆本體系統、反應堆冷卻劑系統、專設安全設施、輔助...
非能動是指設備或系統只依賴重力、密度、自然循環等與自然現象相關的方式驅動，而無需引入其他動力裝置，可以大大降低因動力機械故障造成的設備失效機率，提高了安全系統的可靠性，而能動設備則具有動力強、壓力高、流量大、結構緊湊等優點。壓水堆核電站的反應堆在事故工況下，為了對堆芯進行有效冷卻，現在通行的...
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...
蒸汽發生器二次側非能動排熱系統與非能動安全殼熱量導出系統共用一個換熱水箱，並在水箱內設定管殼式換熱器。應急堆芯冷卻系統還設定了非能動安全注入水箱。當反應堆冷卻劑系統壓力降到低於一定值時，安全注入水箱自動向反應堆冷卻劑系統注入含硼水以保證堆芯的冷卻。作為應急堆芯冷卻系統的縱深防禦補充手段，非能動...
