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选用硼溶液注入停堆系统作为5MW THR 的紧急备用液体停堆系统,硼溶液在紧急情况下注入反应堆堆芯后的混合特性是反应堆热工、物理和安全设计不可缺少的。本文叙述了硼注入质量传递的可视实验研究,以及硼模拟介质注入下联箱后与冷却剂水在不同的(ρ_(?)ω_(?))/(ρ_D/ω_D)时的混合现像。 相似文献
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一、概述核电厂压水堆的初始过剩反应性是通过控制捧、固体可燃毒物和溶解在主回路冷却剂中的硼酸等三种方式联合控制的。随着反应堆的燃耗和裂变毒物的积累,堆的过剩反应性不断减少,需要通过化容系统,控制硼酸的浓度来进行补偿。如果化容系统发生故障或操作员误操作,就会给回路注入无硼或低于规定浓度的补给水,给反应堆引入正反应性,造成硼稀释事故。按核安全法规的要求,应对换料、冷停堆、热停堆和启动等工况进行计算,并要求在这些 相似文献
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介绍了压水堆核电站反应堆硼和除盐水补给系统(REA)硼酸箱容积的设计准则,以及技术规范对REA硼酸箱容积的限制要求.在比较分析大亚湾核电站18个月换料改造和岭澳一期核电站1/4换料堆芯改造对REA硼酸箱容积论证的基础上,预评估将来提高18个月换料燃料富集度到4.95%时,现有REA硼酸箱容积和硼酸浓度的缺额.为满足设计准则对REA硼酸箱容积的技术要求,建议在新电站设计中适当提高REA硼酸箱容积或者提高硼酸浓度. 相似文献
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《中国原子能科学研究院年报(英文版)》2018,(0)
正中国实验快堆(CEFR)热功率为65 MW,试验发电功率为20 MW,首炉燃料使用UO2,采用堆本体池式结构和钠-钠-水三回路热传输系统,并首次设立独立的非能动事故余热排出系统。2018年反应堆处于冷停堆运行状态,继续进行大修遗留工作及大修调试工作,完成系统恢复与功能鉴定,完成3次开堆前检查和常规岛热态运行,对开堆强相关项进行处理和验证,实现冷停堆运行工况下的全厂安全稳定运行。 相似文献
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本文描述了高温超临界压力轻水堆(Super LWR)的安全系统设计概念,该堆具有向下流动的水棒。因为该Super LWR是没有水位和冷却剂循环的直流冷却系统,所以其基本安全要求是保持堆芯的冷却剂流量,而轻水堆(LWR)的基本安全要求则是保持冷却剂装量。对这种堆来说,“从冷段供给冷却剂”和“在热段排出冷却剂”是必要的。直流冷却系统的优点是反应堆卸压会导致堆芯冷却剂流动并冷却堆芯。向下流动的水棒系统加强了这种效应,因为顶部水室和水棒就像一个反应堆压力容器内的安注箱一样将其水供给堆芯。Super LWR的安全系统设计参考了LWR的安全系统并考虑到其自身的特点和安全原则。“冷却剂供给”由高压辅助给水系统和低压堆芯注人系统来保持,“冷却剂排出”则由安全释放阀和自动卸压系统来保持。Super LWR配备有两套独立的停堆系统:紧急停堆系统和备用液体控制系统。本研究所确定的容量和动作条件将用于安全分析中。 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
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VPBER-600非能动安全一体化反应堆,为新一代压水动力堆。该堆采用一系列的一体化反应堆自保护措施和高可靠性的非能动安全系统,利用负反应性系数实施功率的自限制和反应堆的自停堆,并可保证在各种事故工况下对余热的导出,确保了反应堆的安全性,适合在人口稠密地区的热电联供。 相似文献
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石辰蕾 《中国原子能科学研究院年报》2007,(1)
CARR导流箱(见图1)是堆本体的重要组成部件。导流箱作为CARR分配主冷却剂容器,既是反应堆系统压力边界的一部分,又是堆芯容器自然循环冷却系统的组成部件;并为反应堆内的冷却剂入口总管、垂直孔道、2根停堆安全棒、堆芯容器、自然循环瓣阀等设备提供支撑定位。 相似文献
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中国大亚湾核电站2号机组在结束其首次换料停堆后,已于5月20日重新开机向广东省和香港供电。 在彻底检查期间,在原有53个控制棒组件的基础上,又增加了8个控制棒组件。这些控制棒组件可以调节反应堆功率水平。法国反应堆供应商法马通公司总裁DominiqueDegot先生说,这项工作进一步保证了反应堆可以随时停堆,并完全符合安全要求。 在该机组重新开机以前进行了严格的试 相似文献
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一、引言反应堆安全保护系统是确保反应堆安全运行的重要系统,一般由反应堆保护参数测量通道、通道综合逻辑单元和停堆继电器(或断路器)接点综合逻辑单元组成.合理设计反应堆保护系统的通道综合逻辑和停堆继电器接点综合逻辑对提高核电站运行的安全性和经济性有重大的现实意义.本文从可靠性角度对三种类型的反应堆保护进行分析比较,可供反应堆安全保护系统设计参考.为了简化定量计算工作量,作下列假定: 相似文献
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吸收球停堆系统是10MW高温气冷实验堆(HTR-10)的第二停堆系统,于紧急事故停堆之后、重新开堆之前投入运行,利用负压输送过程将在紧急停堆时进入反应堆堆芯落球孔道内的中子吸收球输送到位于堆顶的贮球罐内,实现正常开堆或反应堆再临界。运用气力输送的密相输送理论,对回路各部件和各管段的气固两相流阻力进行计算,并在1:1模拟试验台架上,以空气和氦气为载体,真实硼吸收球为物料,进行了气力输送试验研究。试验数据与理论分析相符合,吸收球第二停堆系统的气力输送功能满足HTR-10工程的技术要求。 相似文献
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简单介绍了大亚湾核电站堆芯结构和与物理试验相关的重要系统。这些系统包括反应堆芯系统(COR)、长棒控制系统(RGL)、堆芯测量系统(RIC)、堆外核测仪表系统(RPN),失水事故监视系统(LSS)、集中数据处理系统(KIT)和试验数据采集系统(KDO)。此外,对于其他系统,例如反应堆冷却系统(RCP)、化学和容积控制系统(RCV)、反应堆硼和水补给系统(REA)、核取样系统(REN)及反应堆控制系统(RRC)等,仅对与硼浓度的调节与估算有关内容作了说明。对这些系统的了解不仅可以熟悉它们的作用和功能,更能对堆芯物理试验的原理、步骤、注意事项和技术关键加深理解,也能对试验结果作进一步分析有所帮助。 相似文献
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M310系列压水堆核电厂反应堆硼和水补给系统硼酸过滤器(REA011FI)因活化产物沉积而形成辐射热点,对在此区域开展巡检、检修等工作的作业人员集体剂量产生较大贡献。本文通过对方家山机组硼酸过滤器的辐射热点成因分析研究,找到了一种可以在机组功率运行期间消除此热点的方法。经方家山机组运行实践证明,该方法可有效避免REA011FI硼酸过滤器在机组功率运行期间形成辐射热点。另一方面,通过变更增加滑动开合式辐射屏蔽装置的方式,在大修期间极大程度降低了REA011FI硼酸过滤器辐射热点的剂量率水平。通过2种技术手段相结合,确保了REA011FI硼酸过滤器辐射热点无论在运行还是大修期间,对环境剂量率的影响均保持在0.01 mSv/h以下;从而将单台机组每年的集体剂量降低了约6.89人mSv,是辐射防护最优化的良好实践。 相似文献
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核电厂运行经验反馈和概率安全分析表明,核电厂在停堆状态下具有相当大的堆芯熔化的潜在风险。本文叙述了核电厂运行经验反馈,概率安全分析和事故分析的结果,以及相关的措施和研究课题,特别涉及到停堆状态下的非可控硼稀释事故的维修冷停堆下推动余热排出系统。 相似文献