重水堆安全系統是1999年發布的論文
基本介紹
- 中文名:重水堆安全系統
- 類型:論文
- 來源:知識寶典
- 時間:1999年
重水堆安全系統是1999年發布的論文
重水堆安全系統是1999年發布的論文 【題名】:CANDU—6型重水堆核電廠安全系統簡介核工程研究與設計論文(CANDU—6XingZhongShuiDuiHeDianChangAnQuanXiTongJianJieHeGongChengYanJiuYuSheJiLunWen)【關鍵字】:停堆系統應急堆芯冷卻系統安全殼安全系統CANDU-6型重水堆核電廠 【keywords】:TingDuiXiTongYingJiDuiXinLeng...
高壓堆芯噴淋系統用於發生小破口時的補水,而低壓系統多用於發生中、大破口時使堆芯淹沒。由於堆芯是按沸騰工況設計,故只要堆芯充滿水,堆功率就自動下降,也就可以保證堆芯不熔化。系統介紹 應急堆芯冷卻系統作為CANDU重水堆核電站的四個專設安全系統之一,其不可用度要求小於10E-3/年。為滿足此要求,CANDU電站...
《重水堆反應性控制裝置》是一種垂直管狀構件。在CANDU型反應堆中,反應性控制裝置不僅包括反應性調節裝置和安全停堆裝置,還包括反應堆功率(注量率)測量裝置。其中反應性調節裝置包括液體區域控制裝置、調節棒裝置和機械控制吸收棒裝置;安全停堆裝置包括第1停堆系統中的停堆棒裝置和第2停堆系統中的液體注射停堆裝置...
自從核電站問世以來,在工業上成熟的發電堆主要有以下三種:輕水堆、重水堆和石墨氣冷堆。它們相應地被用到三種不同的核電站中,形成了現代核發電的主體。 熱中子堆中的大多數是用輕水慢化和冷卻的所謂輕水堆。輕水堆又分為壓水堆(圖)和沸水堆。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...
⑤超臨界壓力重水堆。 (2)開展了相應的安全性、穩定性、非能動安全系統、燃料元件和堆芯部件、高溫材料、超臨界壓力水化學、超臨界壓力條件下的堆芯熱工水力和核物理特性等初步分析研究。 在第四代核能系統國際論壇上,已將 SCWR列入遠期開發目標,計畫在2015 年前後完成可行性研究,2020 年後完成性能研究和建示範堆...
7.8重水堆安全系統 第8章核電廠正常運行 8.1運行管理 8.1.1運行安全管理體系 8.1.2運行性能指標 8.2核電廠的運行模式 8.2.1運行狀態 8.2.2運行模式 8.3核電廠的運行技術規格書 8.4核電廠的運行規程 8.5核電廠的調試 8.5.1調試主要階段 8.5.2調試準備工作 8.5.3調試進度計畫 8.6核電廠正常...
第二代核電站從70年代起,有多種堆型而且運行業績良好,還在增效延壽並批量建設,仍有23台機組在建。2005年,全球第二代核電站(堆)共有443台套,積累了超過1.2萬多堆年的安全運行經驗。核電裝機占發電總裝機的16%,核電占總發電量的20%左右。從堆型上看,壓水堆占核電的56%,沸水堆占21%,重水堆占7%,...