Wang等利用耦合计算进行了AP1000小破口失水事故的安全分析,反应堆压力容器的压力分析结果表明小破口失水事故瞬态情况下,当壁温衰减速率最大时,压力容器内的压力最大,压力容器入口的喷嘴处为临界区域。Sun 及其研究团队报告了AP1000安全壳的分析结果。AP1000全球首堆三门一号机组正位于待装料的关键节点。 ...
核电厂系统和组成核电站由核岛和常规岛组成。根据反应堆所使用的慢化剂和冷却剂的不同,核电站分为不同的堆型。用普通水作为慢化剂和冷却剂的反应堆为轻水堆;若通过加压,使水在反应堆内部沸腾则成为压水堆;如果水在反应堆内沸腾,则称为沸水堆。用氢的同位素氘组成的重水作为冷却剂和慢化剂的反应堆称为重水堆。...
反应堆保护系统的功用是保护三大核安全屏障(即燃料包壳、—回路压力边界和安全壳)的完整性。 反应堆保护系统包括紧急停堆系统和专设安全设施驱动系统,监测经安全分析确定的保护参数,当这些参数超过预先确定的整定值时触发紧急停堆和或启动专设安全设施。通过对停堆断路器和安全驱动器的控制,确保反应堆的安全。 ...
在发生核电站安全事故的情况下,通过向金属壳外部自动提供冷却水来使安全壳内部的温度和压力降低下来,保证安全壳的完整性,最大限度地达到将放射性物质保留在安全壳内的目的。“有这三道非能动防护屏障,三代核电站的安全水平相比第二代提高了约100倍。”常华健说。非能动实验台架挑战重重“相对于现有商用核电机组所采用的能动安全系统,非能动安全系统的设计原理发生了根本变化,事故进程和物理现象与原二代核电有较大区别。...
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