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停堆后冷却问题是中国先进研究堆(CARR)重要的安全问题之一,冷却措施的实施对CARR的安全和建设投资有重要的影响。有关停堆冷却系统应严格遵循核安全法规,确保其可靠性和安全性。CARR采用停堆初期的强迫循环及停堆后期全堆芯自然循环相结合的方式,实现正常停堆和事故停堆后的堆芯冷却。 相似文献
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【英国《国际核工程》2003年2月刊报道】 日本东京电力公司(TEPCO)已关闭了它的第12座反应堆,作为到2003年4月中期关闭其全部17座反应堆进行安全检查的计划的一部分。直到获得地方有关当局批准后,该公司才可重新启动这些反应堆。 下一个计划于2月11日停堆的是福岛I-5。随后,柏崎·刈羽-5将于3月初停堆。柏崎·刈羽-7和福岛I-2将于3月底停堆。最后将于4月15日停堆的是福岛I-6。福岛II的4座反应堆目前已全部停堆。 由于维护数据作假丑闻,通用电气公司(GE)同意向TEPCO赔偿损失。GE的一位发言人称,该公司承认违反了它与TEPCO签定的维… 相似文献
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医用同位素生产反应堆(MIPR)以硝酸铀酰(或硫酸铀酰)水溶液为核燃料,主要生产医用同位素99Mo和131I。反应堆的安全性是需要关注的重要问题。当发生一次冷却水泵故障、误提棒、气回路氢氧复合能力丧失等事故而未能紧急停堆的情况下,由应急停堆系统实现反应堆停堆。本文介绍了应急停堆系统的设计原理及运行方式,并分析了“正压卸料”和“负压卸料”停堆方式应急停堆瞬态过程。结果表明,“正压卸料”应急停堆可在150 s内完成燃料的完全排出;“负压卸料”应急停堆可在700 s内完成燃料的完全排出。“正压卸料”的燃料排出速度比“负压卸料”快,该研究结果可对反应堆临界安全分析提供输入数据。 相似文献
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西屋公司开发了AP1000第三代核电技术,并在中国三门、海阳进行首堆建造。目前这两个厂址都相继进入调试阶段,因此深入地研究AP1000机组的运行操作是非常必要的,特别是AP1000引入了一些新的设计。这些新的设计将导致机组运行、特别是停堆运行,相比传统的压水堆而言,发生了一些显著的变化。本文介绍AP1000机组停堆工况下的主要操作和注意事项,指出停堆运行工况下压力/温度控制要求和方法,概要停堆运行各模式和状态下运行限制条件和停堆运行的主要风险。通过本文的介绍,进一步提高技术、调试和运行人员对电站停堆运行的理解。 相似文献
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停堆后冷却问题是中国先进研究堆(CARR)重要的安全问题之一.冷却措施的实施对CARR的安全和建设投资有较重要的影响.CARR采用停堆初期的强迫循环及停堆后期全堆芯自然循环相结合的策略实现正常停堆和事故停堆后的堆芯冷却.停堆冷却的过程具体分为主泵大质量惯性飞轮惰转强迫冷却、应急堆芯冷却系统强迫冷却、自然循环功能部件动作实现全堆芯自然循环3个阶段.3个阶段既相互衔接又相互独立,每个阶段各有特点.停堆冷却策略的实施证明,CARR停堆冷却过程是可靠、有效、合理的,符合先进研究堆的发展趋势. 相似文献
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【日本《朝日新闻》网站2009年8月11日报道】据日本经济产业省原子能安全保安院称,因受8月11日早晨地震的影响,中部电力公司滨冈核电厂(位于静冈县御前崎市)正在运行的4号机组(1137MW的沸水堆)与5号机组(1267MW的先进沸水堆)自动停堆。核电厂周围的辐射监测器没有测到异常数据,说明没有对外部环境造成放射性影响。 相似文献
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高通量工程试验堆运行15年来,由于外电源失电造成的非计划停堆40余次。本文按三个时段对这种停堆状况进行描述,并就本堆作为一个特殊研究堆,分析外电源失电造成的停堆次数对反应堆安全的影响,同时也提出尽量减少这种影响的建议与措施。 相似文献
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2008年12月1日,在日本原子能研究开发机构(JAEA)的研究堆JRR-3提升功率的过程中,由于警报设备突然发出“安全系统中子通量偏高”的信号,反应堆自动停堆。当时,反应堆正在进行半导体硅的中子照射试验。 相似文献
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动力堆的年非计划停堆次数是衡量其运行性能的一个重要指标。控制棒水力驱动系统是核供热堆的关键系统之一 ,其运行失效将直接导致供热堆的非计划停堆。运用故障树分析的方法 ,建立以“控制棒非计划下落”为顶事件的故障树 ,分析计算系统各组成单元失效造成控制棒下落、引起非计划停堆顶事件的发生概率 ,并从提高系统运行可靠性的角度出发 ,根据故障树分析的结果 ,提出设计改进意见。 相似文献
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高通量工程试验堆运行15年来,由于外电源失电造成的非计划停堆40余次。本文按三个时段对这种停堆状况进行描述,并就本堆作为一个特殊研究堆,分析外电源失电造成的停堆次数对反应堆安全的影响,同时也提出尽量减少这种影响的建议与措施。 相似文献
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主要是从CANDU堆停堆大修期间的核安全管理方面论述CANDU大修期间的核安全要求及依据以及制定这些核安全要求的背景。其内容包括对停堆大修核安全要求这个管理程序的介绍,CANDU堆大修期间存在的核安全风险及应对措施等。 相似文献
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未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)缓解系统是保证中国先进研究堆(CARR)安全的重要系统之一。当发生预期运行瞬态,反应堆未能紧急停堆时,通过ATWS缓解系统动作实现停堆,从而保护反应堆安全。ATWS缓解系统的高可靠性是保证其完成预期功能的重要条件,因此对该系统的可靠性给予了高度重视。本文以ATWS缓解系统为研究对象,利用故障模式及影响分析和故障树等可靠性分析方法,建立相应模型,对ATWS缓解系统进行了定性和定量的分析,得到了ATWS缓解系统发生故障的概率和最小割集,找出了薄弱环节,提出了改进措施和建议,其可靠性水平已达到CARR工程的设计要求,验证了设计,为CARR其他系统分析和验证奠定了基础。 相似文献
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在未能紧急停堆的预计瞬态(ATWS)过程中,硼注入初始温度(BIIT)是利用硼注入系统使反应堆安全停堆的重要信息。本文的目的是对沸水堆BIIT曲线进行研究,指出了BIIT不合理和不准确的部分,并根据建议进行了修改。为满足实际应用,提高了BIIT反应堆的初始功率。在ATWS工况下,为稳妥起见,对BIIT弛压水池温度的最低限值进行了修正。对弛压水池最高温度范围的影响和备用液体控制槽中硼浓度的分析表明,要降低BIIT可采用更保守的弛压水池最高温度范围。因此,早期的硼注入是可预期的。对于自动硼注入系统而言,BIIT不是必须的。 相似文献