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。
基本介紹
- 中文名：非能動餘熱排出系統
- 外文名：passive residual heat removal system( PRHR)
- 所屬學科：電力系統
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。
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...
《一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統》的技術方案如下：一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統，包括安全注入系統、安全殼噴淋系統、輔助給水系統、堆腔注水系統、二次側非能動餘熱排出系統、非能動安全殼...
鈉冷快堆非能動餘熱導出系統 設定在鈉池內的獨立熱交換器，作為迴路工質的鈉或鈉-鉀合金被一迴路鈉加熱後，上升到鈉池上方的空氣冷卻器，被冷卻後靠自然循環返回熱交換器，可實現非能動應急堆芯餘熱排出功能。
非能動壓水堆核電廠正常餘熱排出系統設計準則 《非能動壓水堆核電廠正常餘熱排出系統設計準則》是2014年11月1日實施的一項行業標準。起草人 陳健華、蘇夏等。起草單位 上海核工程研究設計院、中國核電工程公司等。
非能動安全系統 非能動安全系統即安全系統由重力、自然循環和儲能等自然規律造成的力量來驅動或投入運行。第三代核電AP1000中廣泛採用這種先進的設計理念。例如：1.1餘熱排出系統 在反應堆冷卻劑系統中，引入一個非能動熱交換器，在冷卻...
《基於177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統及其核電站》要解決的技術問題是提供一種採用177堆芯布置方式，具有緩解與預防嚴重事故功能，堆芯測量儀表自上而下穿入反應堆壓力容器，擁有結合了能動余非能動方式的餘熱排出系統和數位化儀控...
本項工作對此問題進行了深入的研究，並設計了相應的微能動輔助/觸發系統，從而克服了非能動系統的這一缺陷。 在本研究中，以核電廠非能動餘熱排出系統為研究對象，建立了反應堆主冷卻劑系統及非能動餘熱排出系統的數學模型，編制了系統...
4.3.3重水堆非能動技術的套用 思考題 參考文獻 第5章三代及先進核電中的非能動技術 5.1AP1000的非能動技術 5.1.1AP1000的技術背景 5.1.2AP1000的技術特徵 5.1.3非能動堆芯冷卻系統 5.1.4非能動餘熱排出系統 5.1.5...
模組式高溫氣冷堆堆芯直徑較小，平均功率密度也較低，這種非能動餘熱排出系統的設計可以保證在極端的事故條件下，即在堆芯冷卻劑完全流失、主傳熱系統的功能完全喪失的條件下，保證堆芯燃料元件的最高溫度不超過1 600℃的設計限值，遠...
福島核事故再次喚醒了人們對反應堆運行安全的嚴重關切，該書第9章針對核反應堆安全性要求，基於高溫熱管獨特的運行特性，提出了熔鹽堆新型非能動餘熱排出系統概念設計，並進行理論及實驗研究，驗證了設計的合理性和可行性；第10章針對反應...
2) 新型非能動餘熱排出系統關鍵技術, 國家工業與信息化部, 國防科學技術進步獎, 三等獎, 2013, 排名4.3) 強化傳熱技術研究, 三等獎, 2007, 排名4 4) 2010-2012年度哈爾濱工程大學中青年教師師德師風先進個人 5）2015-2016年度...
當發生一迴路冷卻劑流失的失壓事故時，堆芯的餘熱已不可能由主傳熱系統排出，只能依靠上述的非能動餘熱載出系統將堆芯衰變熱載出，這樣必然使堆芯中心區域的燃料元件溫度升高。為了使堆芯燃料元件的最高溫度限制在1600℃的溫度限值內，...
一、非能動專設安全系統的功能和設計理念 二、專設安全系統的設計原則和方法 三、非能動原理和AP1000專設安全系統的特點 四、非能動安全技術的成熟性 第二節 非能動堆芯冷卻系統 一、非能動餘熱排出系統 二、非能動安全注射系統 ...
（2）提供廠用水泄漏至安全殼和反應堆系統的屏障；（3）為各非安全設備提供冷卻水，以保證工業生產的正常運行；（4）非能動餘熱排出熱交換器動作後，為正常餘熱排出系統熱交換器提供冷卻水，以冷卻內置換料水箱的水。冷卻構築物 敞開...
6.4.4 系統運行 159 第7章 設計擴展工況的應對 161 7.1 堆腔注水冷卻系統 161 7.1.1 系統功能 161 7.1.2 系統描述 162 7.1.3 主要設備 163 7.1.4 系統運行 163 7.2 二次側非能動餘熱排出系統 164 7.2.1 系統...
這是我國首次採用一體化、自穩壓、全功率自然循環、新型的控制棒水力傳動裝置、非能動的餘熱排出系統、雙重承壓殼等先進技術，具有新穎和倉造性。世界上最大的200兆瓦低溫核供熱堆也已列入我國重點工業性試驗項目計畫。建成後，可滿足數萬...
一、非能動專設安全系統的功能和設計理念 233 二、專設安全系統的設計原則和方法 234 三、非能動原理和AP1000專設安全系統的特點 235 四、非能動安全技術的成熟性 236 第二節 非能動堆芯冷卻系統 236 一、非能動餘熱排出系統 ...
1998年獲國家教委科技進步二等獎（非能動餘熱排出系統研究）。2000年7月~ 國防科工委"中國研究堆操縱員資格審查委員會"委員。2002年6月~ 中國核學會核能動力學會第四屆理事會 理事。2003年8月~ 國家原子能機構國際合作專家顧問組 ...
值得一提的是，實驗快堆有近200多個系統，設備達7000多台套。國產化率達到70%以上。在工程設計方面，實驗快堆也取得了多方面突破：在世界上首次採用了非能動事故餘熱排出系統；自主完成了反應堆換料系統設計。作為國家863計畫重大項目，...
(5) 中央高校基本科研業務費重點項目，核反應堆非能動餘熱排出系統流動與傳熱機理研究，2017-2018年（主持）；(6) 中廣核研究院有限公司，極致安全水堆方案理論研究，2016-2018年（主持）；(7) 廣東省公益研究與能力建設專項資金項目，...
（ 7 ） 釷基熔鹽堆安全分析關鍵技術及非能動餘熱排出系統特性研究, 參與,國家任務,2014.01--2017.12 參與會議 （1）23Al,22Mg雙質子發射實驗進展 物理學秋季會議，CPS2010 蔡翔舟 2010.09.18 （2）Roles of Deformation...
值得一提的是，實驗快堆有近200多個系統，設備達7000多台套。國產化率達到70%以上。在工程設計方面，實驗快堆也取得了多方面突破：在世界上首次採用了非能動事故餘熱排出系統；自主完成了反應堆換料系統設計。作為國家863計畫重大項目，...
一種反應堆非能動餘熱排出系統方案的分析 300MWe核電廠安全殼直接加熱（DAH）分析 300MWe核電廠蒸汽發生器傳熱管斷裂嚴重故及防禦措施分析 大亞灣核電站輻照樣品管塞子異位原因分析 CARR堆芯穩態熱工水力分析程式CARRCO的開發 AC600非能動...