简介:摘要2011年3月11日日本东北太平洋地区发生里氏9.0级地震,继发生海啸,该地震导致福岛第一、第二核电站受到严重的影响,事故中沸水堆的专设安全设施接连失效,放射性物质泄漏到外部。2011年4月12日,日本原子力安全保安院将福岛核事故等级定为核事故最高分级7级(特大事故),与切尔诺贝利核事故同级1。福岛核事故给世界核电带来了深刻的影响,人们对沸水堆的安全性提出了质疑,随着福岛第一核电站事故处理及退役进程的推进,许多事故后果的猜测逐渐清晰,沸水堆的专设安全设施在全场断电工况是否真的不堪一击,与目前我国主流的压水堆有什么不同,压水堆的专设安全设施设置是否存在类似隐患。本文通过对比CPR1000型压水堆与BWR-4沸水堆专设安全设施,以期能分析压水堆的专设安全设施在极端自然灾害下的防御能力。
简介:摘要硼稀释事故可在核电厂所有运行模式下发生,是对核电厂的安全造成威胁的主要事故之一。本文分析了硼稀释事故产生的原因、稀释源以及在不同工况下应采取的应对措施。
简介:摘要稳压器液位控制在压水堆核电厂中扮演着举足轻重的作用,如控制不当将会对机组稳定运行带来严重影响。本文介绍了三代核电稳压器液位运行区间,对稳压器液位控制原理进行了详细的介绍,并对三代核电稳压器液位控制特点进行了阐述,具有一定的参考价值。
简介:摘要在压水堆核电厂中,反应堆冷却剂系统承担着将堆芯热量导出的任务。为了完成这个任务,必须要有足够的反应堆冷却剂流量通过堆芯。因此,准确的确定反应堆冷却剂流量十分必要。本文介绍了一种热工计算的方法,利用二回路参数计算出堆芯的热功率,再由堆芯热功率计算反应堆冷却剂流量。