自動停堆屬於學科專有名詞。
| 中文名稱 | 自動停堆 |
| 英文名稱 | automatic shutdown |
| 定 義 | 核電廠運行時發生設計規定的異常情況觸發保護系統動作導致控制棒下落使反應堆停運。 |
| 套用學科 | 電力（一級學科），核電（二級學科） |
基本介紹
- 中文名：自動停堆
- 屬性：學科專有名詞
自動停堆
自動停堆屬於學科專有名詞。
| 中文名稱 | 自動停堆 |
| 英文名稱 | automatic shutdown |
| 定 義 | 核電廠運行時發生設計規定的異常情況觸發保護系統動作導致控制棒下落使反應堆停運。 |
| 套用學科 | 電力（一級學科），核電（二級學科） |
自動停堆屬於學科專有名詞。自動停堆...
143*7000小時反應堆臨界非計畫自動緊急停堆數 每7000h反應堆臨界運行非計畫自動緊急停堆(反應堆保護系統邏輯觸發)次數。緊急停堆為由於快速引入負反應性(例如由控制棒系統或液體注入停堆系統等)所引起的反應堆自動停堆，其信號為監督機組參數和狀態的感測器所發出的反應堆保護系統邏輯信號。該指標監督核電廠在降低非...
反應堆停堆系統採用手動和自動相結合的線上試驗方式。自動檢查採用編碼的脈衝進行，以適應對符合電路的測試。脈衝的寬度一般比較小，約幾十微秒，目的是使停堆執行部分來不及回響，以免造成誤停堆。反應堆穩定性(reactor stability)一座反應堆受到某種擾動後，偏離其原來的平衡狀態，而趨向於新的平衡狀態的屬性。保證...
反應堆緊急停堆是當發生危及反應堆安全的事件時，為減輕或防止危險狀態，負責安全保護的反應堆保護系統自動動作，使反應堆立即停運的動作。反應堆保護系統 反應堆保護系統是核電廠數位化儀表控制系統（DCS）中重要的安全系統，是DCS 的重要組成部分。反應堆保護系統監測反應堆的實時工況參數，當反應堆出現異常工況時自動...
緊急停堆是指當發生危及反應堆安全的事件時，為減輕或防止危險狀態，安全保護自動動作，使反應堆立即停運的動作。AP1000保護和安全監控系統（PMS）正常回響是保證反應堆安全的必要條件。保護和安全監控系統為電廠在非正常狀態時提供監視， 並在必要時觸發合適的安全相關功能，使反應堆達到並維持在安全停堆狀態。反應堆...
緊急性停堆是當發生危及反應堆安全的事件時，為減輕或防止危險狀態，安全保護自動動作，使反應堆立即停運的動作。核反應堆，又稱為原子能反應堆或反應堆，是能維持可控自持鏈式核裂變反應，以實現核能利用的裝置。核反應堆通過合理布置核燃料，使得在無需補加中子源的條件下能在其中發生自持鏈式核裂變過程。根據用途，...
熱停堆是短期停堆，手動將功率補償棒組和溫度控制棒組插入堆芯使反應堆次臨界，停堆棒組保持在堆芯頂。這時，冷卻劑系統保持或接近熱態零功率時的運行溫度和壓力。一迴路溫度通過控制蒸汽向大氣或凝汽器的排放來維持，其能量來自堆芯的餘熱和主泵做功，蒸汽發生器給水由輔助給水系統供給。一迴路壓力由穩壓器自動...
反應堆正常停堆的兩種方式中的一種，在反應堆達到熱停堆狀態以後才能進行冷停堆。調節棒和停堆棒組全部插入，並且為抵消冷卻過程中負溫度效應引入的正反應性，還需加硼，使系統處於次臨界狀態。反應堆的停堆指反應堆從功率運行水平降低到中子源水平。主要有兩種方式：正常停堆和事故停堆 正常停堆 （1）熱停堆 ...
熱停堆系統是為保證反應堆實現正常熱停堆所需要的控制棒調節裝置，蒸汽排放系統，輔助給水系統，一迴路系統等統稱。熱停堆 熱停堆是暫時性的停堆。指冷卻劑系統保持熱態零功率負荷時的運行溫度和壓力，二迴路系統處於熱備用狀態，隨時可以帶負荷運行。此時所有調節棒必須完全插入，停堆棒可以插入和抽出，硼濃度為最...
《重水堆液體注射停堆系統》當某些重要運行參數超過設計限值，而控制棒停堆系統又失效時，液體毒物將迅速自動注入排管容器內的慢化劑中，使反應堆停堆。該系統由毒物箱、氦氣供給箱、注入管、取樣罐、疏水箱和毒物混合箱等組成(見圖)。6個獨立的立式毒物箱內充滿足夠濃度的硝酸釓重水溶液，並在箱體內設一個聚乙烯...
現有的反應堆沒有對這樣的情況做出假設，對於外部危害，只能說是脆弱。經歷過地震和海嘯之類的自然災害，這種脆弱性在福島核電站等事故中已得到證明。福島核電站事故已經證明，在反應堆自動停堆之後，在沒有外部援助的情況下，必須有一種對反應堆進行冷卻達10a以上的系統。這種系統不僅是新建的反應堆需要，對現有的反應...
當壓力下降時，系統會自動啟動電加熱器，以增加蒸汽；在壓力上升時，穩壓器頂部會噴水，把蒸汽凝成水，以降低壓力。此外，控制系統亦提供保護信號，在穩壓器內的壓力過高或過低的情況下，令反應堆自動停堆。反應堆在首次啟動時，會放入含有 -252(Cf-252)的一次中子源棒，以提供足夠數量的中子進行初次核裂變。此外，...
在這種大幅度的運行瞬變過程中，蒸汽旁路系統將大量的多餘蒸汽(50%~85%，因設計不同而異)排向凝汽器，反應堆則通過控制棒下插快速自動降功率到30% PN左右，蒸汽旁路系統將反應堆維持在這一功率水平。若調節系統回響故障或操縱員干預不當，則可能引發自動停堆。為了驗證各控制調節系統對甩負荷的適應性，在調試時...
反應堆中控制棒的移動速度一定要求固定在一定值，所以速度檢測迴路閉環控制可以起到有效控制控制棒移動速度的作用。當TMS320LF2812一旦接收到中斷信號或緊急停堆信號，步進電機自動切斷電源，停堆控制棒在自身重力下落至終點，同時系統要啟動保護裝置。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...
在整個溫度範圍內，高溫氣冷堆堆芯反應性溫度係數(燃料和慢化劑溫度係數之和)均為負，具有瞬發效應的燃料溫度係數也為負。因此，在任何正反應性引入事故情況下，堆芯均能依靠其固有反應性反饋補償能力，實現自動停堆。高溫氣冷堆正反應性引入事故主要有：①控制棒誤抽出；②蒸汽發生器發生破管，水進入堆芯造成慢化...
當反應堆運行參數出現異常，但還不致於危及反應堆安全時，為使核電廠繼續運行，反應堆保護系統可發出報警信號或提供必要的校正措施，如控制棒組件的停棒（啟動時）反插降功率運行，使反應堆恢復正常運行狀態，當保護參數超過了設計極限時，能自動快速停堆；當出現某些可能危及反應堆安全的狀態時，反應堆保護系統能給出...
這次地震造成東北海岸四個核電廠的共11個反應堆自動停堆（女川核電廠1、2、3號機組；福島第一核電廠1、2、3號機組：福島第二核電廠l、2、3、4號機組和東海核電廠2號機組）。地震引發了海嘯，海嘯浪高超過福島第一核電廠的廠址標高14米（45英尺）。此次地震和海嘯對整個日本東北部造成了重創，約20000人死亡或...
這次事故是由於二迴路的水泵發生故障後，二迴路的事故冷卻系統自動投入，但因前些天工人檢修後未將事故冷卻系統的閥門打開，致使這一系統自動投入後，二迴路的水仍斷流。當堆內溫度和壓力在此情況下升高后，反應堆就自動停堆，卸壓閥也自動打開，放出堆芯內的部分汽水混合物。同時，當反應堆內壓力下降至正常時，卸...
福島第一核電站位於日本東北部的福島工業區雙葉郡，是世界上規模最大的核電站之一，共建有6座核反應堆，負責為東京和日本電網供電。2011年3月11日下午日本東部海域發生芮氏9.0級地震，並引發海嘯。福島第一核電站的三台正常運行的機組自動停堆。由於地震毀壞了外部電網，海嘯又將電廠自備的應急柴油發電機房徹底淹沒...
高溫氣冷堆具有如下的基本安全特性 反應性瞬變的固有安全特性。在整個溫度範圍內，高溫氣冷堆堆芯反應性溫度係數(燃料和慢化劑溫度係數之和)均為負，具有瞬發效應的燃料溫度係數也為負。因此，在任何正反應性引入事故情況下，堆芯均能依靠其固有反應性反饋補償能力，實現自動停堆。餘熱載出非能動安全特性。模組式...
這樣，高溫氣冷堆的冷卻劑出口溫度可提高到750℃以上，並具有以下3個突出的優點：①具有良好的固有安全性。此種堆心熱容量大並具有較大的負反應性溫度係數。因此，當發生事故時會自動停堆，溫升緩慢，不可能發生堆心熔化。同時，氦不活化，在運行和維修時放射性低。②燃料循環靈活。核燃料轉換比高和燃料的燃耗深。
世界核電營運者協會運行性能指標包括：機組容量因子、非計畫能力損失因子、強迫損失率、臨界運行7000h非計畫自動停堆次數、安全系統性能、化學指標、燃料可靠性、集體輻照劑量以及工業安全事故率。包括：機組容量因子、非計畫能力損失因子、強迫損失率、臨界運行7000h非計畫自動停堆次數、安全系統性能、化學指標、燃料可靠性...
穩壓器內的水位由一套精密的系統所控制，以確保穩壓器在反應堆功率變化或瞬態情況下，能夠正常運作。當壓力下降時，系統會自動啟動電加熱器，以增加蒸汽；在壓力上升時，穩壓器頂部會噴水，把蒸汽凝成水，以降低壓力。此外，控制系統亦提供保護信號，在穩壓器內的壓力過高或過低的情況下，令反應堆自動停堆。
這樣，高溫氣冷堆的冷卻劑出口溫度可提高到750℃以上，並具有以下3個突出的優點：①具有良好的固有安全性。此種堆心熱容量大並具有較大的負反應性溫度係數。因此，當發生事故時會自動停堆，溫升緩慢，不可能發生堆心熔化。同時，氦不活化，在運行和維修時放射性低。②燃料循環靈活。核燃料轉換比高和燃料的燃耗深。
以滿足反應堆長期運行的需要；通過控制毒物適當的空間布置和最佳的提棒程式，使反應堆在整個堆芯壽期內保持較平坦的功率分布，儘可能地減小功率峰因子；在核電廠負荷變化時，能自動調節反應堆內反應性，使之回響負荷的變化；當反應堆出現異常現象或事故時，能迅速安全地停閉反應堆，並保持適當的停堆深度。
系統連線操作的責任人是反應堆操縱員。有些解除隔離本身也就是系統的連線，此時隔離經理要和反應堆操縱員密切溝通。(4) 在機組換料、停堆維修或自動緊急停堆後重返臨界時，一般為機組狀態控制規定了若干“動態控制點”(dynamic hold points)由反應堆操縱員按“動態控制點檢查單”逐項核實，並經值班安全技術顧問(shift...
緊急停堆為由於快速引入負反應性(例如由控制棒系統或液體注入停堆系統等)所引起的反應堆自動停堆，其信號為監督機組參數和狀態的感測器所發出的反應堆保護系統邏輯信號。該指標監督電廠在降低非計畫自動緊急停堆、減少機組瞬態變化方面所取得的進步。安全系統性能(safety system performance)在一定時間間隔內，無論何種...
一迴路溫度通過控制蒸汽向大氣或凝汽器的排放來維持，其能量來自堆芯的餘熱和主泵做功，蒸汽發生器給水由輔助給水系統供給。一迴路壓力由穩壓器自動控制維持。熱停堆期間，至少保持一台主泵運行。當反應堆熱停堆時間超過出現碘坑最大值的時間後，堆內氙毒逐漸減少，可能會使反應堆重返臨界。因此，必須根據預計在熱停...
1979年3月28日凌晨4時，三里島核電站二迴路給水泵故障停運，失去主給水，一迴路壓力升高，迫使反應堆自動停堆。應急給水泵自動啟動，之前檢修時誤關閉了全部應急給水管道上的閥門，進而失去全部給水。一迴路壓力繼續升高，穩壓器卸壓閥開啟，但卸壓後卡在開啟位置，造成一迴路持續卸壓。隨後由於操縱人員一系列的誤...