IEC 62117:1999
核反应堆仪表 加压轻水反应堆 (PWR) 冷停堆期间监测堆芯的正确冷却(1.0 版)

Nuclear Reactor Instrumentation - Pressurized Light Water Reactors (PWR) - Monitoring Adequate Cooling within the Core During Cold Shutdown (Edition 1.0)


标准号
IEC 62117:1999
发布
1999年
中文版
GB/T 13632.2-2006 (修改采用的中文版本)
发布单位
IEC - International Electrotechnical Commission
当前最新
IEC 62117:1999
 
 
被代替标准
IEC 45A/362/FDIS:1999
适用范围
本国际标准适用于配置类似于图 1 和图 2 所示的压水堆(PWR),并提出了在冷停堆操作期间监测堆芯内充分冷却的要求。只有向堆芯提供足够的冷却剂流以带走热量,才能实现充分的堆芯冷却。在冷停机操作期间,堆芯冷却由余热排出系统 (RHRS) 的强制循环提供。然而,在某些停堆操作中,当反应堆压力容器(RPV)中的水位因维护操作而降低时,强制循环可能会中断,堆芯可能会过热。重要的是,工厂操作员拥有可靠的信息,以确认通过 RPV 循环的冷却剂的温度和流量足以消除堆芯的热量。这些信息包括对 RPV 出口管道中水位的可靠测量,该管道用于将流量从堆芯循环到 RHRS,以及冷却剂温度和流量的测量。不可靠的水位测量可能会导致冷却剂流动中断和堆芯过热,这种情况已经在多个压水堆中发生过。附件 A 描述了其中一些事件,并确定了堆芯冷却监测仪器设计中应考虑的条件。本标准总结了设计新的或升级现有压水堆堆芯冷却监测器时应采用的良好国际实践。本标准给出了在冷却剂温度低于 100 ℃ (212 °F) 的冷停堆操作期间监控堆芯冷却以确保压水堆安全运行的仪表的要求。本标准未涵盖超出设计基准事故 (DBA) 的条件下堆芯冷却监测的要求,这可能是特定的国家要求或考虑因素。当反应堆冷却剂系统(RCS)配置为冷停堆维护或换料时,用于冷停堆的堆芯冷却监测仪表起作用。本标准描述了这些测量系统需要运行的环境。给出了不同测量原理和合适设备的描述以及以下要求: - 操作条件; - 安装; - 操作员显示器; ——测试、校准和维护; - 设备资质; - 文档。

IEC 62117:1999相似标准


推荐

收集器产生及背景技术

[4] 背景技术在水冷型核反应堆中,有可能因向核反应堆压力容器内供水停止、 连接在核反应堆压力容器配管断裂而引起冷却丧失、核反应堆水位降低而露出,使冷却变得不充分。设想这样情况,通过水位下降信号自动地将核反应堆紧急停止,或通过紧急用冷却装置(ECCS)冷却材料注入而使浸水并冷却,将熔融事故防止于未然。...

我国首座自主品牌CPR1000核反应堆正式启动

机组首次临界后将进行零功率物理试验,验证性能、核仪表监测系统设备可用性及装载正确性,从而确保机组能够提升到功率运行状态。   ...

概述核裂变主要应用

  核电站和原子弹是核裂变能两大应用,两者机制上差异主要在于链式反应速度是否受到控制。核电站关键设备是核反应堆,它相当于火电站锅炉,受控链式反应就在这里进行。核反应堆有多种类型,按引起裂变中子能量可分为:热中子和快中子。热中子能量在0.1eV(电子伏特)左右,快中子能量平均在2eV左右。运行是热中子,其中需要有慢化剂,通过它原子与中子碰撞,将快中子慢化为热中子。...

核电厂有哪些类型(走近核电)

并由于重水慢化中子能力不如轻水,使得同功率重水都要比轻水块儿头更大些。  与重水相对,在使用轻水作为慢化剂兼冷却轻水中,维持链式反应中子常常会被轻水吞噬而损失掉,因此轻水一般都用加浓铀作为核燃料。但轻水中子慢化性能较好、容易获得且廉价,且密度高、黏性小、热工性能良好。而根据运行过程中反应堆轻水是否总是保持液态,还可分为压水PWR)与沸水(BWR)。  ...





Copyright ©2007-2022 ANTPEDIA, All Rights Reserved
京ICP备07018254号 京公网安备1101085018 电信与信息服务业务经营许可证:京ICP证110310号