GB/T 5203-1985核反应堆安全逻辑装置特性和检验方法.pdf
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GB/T 5203-2011核反应堆安全逻辑装置特性和检验方法.pdf
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5203—2011
GB／T
5203--1985
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演讲人：;目录;PART;;;利用核裂变反应产生能量，包括压水堆、沸水堆、重水堆等，技术成熟，应用广泛。;;PART;冷却系统设计;;辐射防护设计;在反应堆发生严重事故时，迅速启动应急冷却系统，将反应堆的热量导出，防止反应堆熔化。;PART;反应堆内部燃料元件破损、反应堆冷却系统故障或管道破裂等。;反应堆功率失控，导
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核反应堆 9.ppt
第九章：核反应堆运行与控制;核反应堆运行和控制;一、反应堆控制;1、基本任务与原理;萝哀凶诵磺撂裹折蜂含让壮管薛起式耍吕字递郡议验慈睫龋波泉身邪污账核反应堆 9核反应堆 9;2、功率控制;旺篓丰泌凝缘缝古胃蜕接萤个须垫阎诡糖蒲虹遥仰待渊掌擂搪徊材一俞描核反应堆 9核反应堆 9;3、稳压器控制;4、蒸汽发生器水位控制;5、蒸汽排放控制;二、保护系统控制;二、保护系统控制（1）;三、反应堆运行;1、概述;1、概述（1）;1、概述（2）;1、概述（3）;1、概述（4）;2、压水堆核电站的正常启动;2.1、正常启动;2.2、初始状态：换料的冷停闭工况;2.3、第一阶段：一回路充水和排气;2.4、第二阶
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《核反应堆安全分析》课件 .ppt
核反应堆安全分析欢迎参加核反应堆安全分析课程。本课程将系统性地探讨核反应堆运行的安全原则、分析方法以及评估技术。我们将深入研究核电站设计、运行和事故管理的关键安全问题，帮助学生建立全面的核安全知识体系。
课程概述1课程目标通过系统学习，使学生掌握核反应堆安全分析的基本理论和方法，培养学生运用确定论和概率论方法进行安全评价的能力，提高学生对核电厂安全设计和运行的理解。本课程旨在培养具备核安全意识和专业技能的技术人才。2学习内容课程涵盖核安全基本原则、动力厂状态分类、始发事件分析、热工水力分析、放射性物质迁移、概率安全分析、严重事故分析等多个方面，并介绍安全分析报告编写和安全文化建设相关知识。考核
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核反应堆安全讲述.ppt
* ? 机组正常时，硼和水补给系统处于自动补给模式，能确保预定浓度的硼酸溶液供给反应堆冷却剂系统。 容积控制箱低水位信号触发补给系统投入运行。 容积控制箱高水位信号使补给系统停止运行。 ? 管理规程 电站运行期间稀释系统中那些用不着的阀门均处于关闭和锁定状态 ? 自动保护特性 在SG检查期间和换料期间，“停堆时高中子通量”信号会向操纵员发出稀释报警。这些报警在安全壳内和控制室内都会给出。 硼失控稀释预防措施 * 定义 反应堆在运行中因主泵动力电源或机械故障被迫停转，使冷却剂流量下降，冷却剂流量与堆功率失配，导致堆芯燃料包壳温度迅速上升，这种现象称为失流事故（LOFA）。 ?
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核反应堆安全分析概要.ppt
* ? 机组正常时，硼和水补给系统处于自动补给模式，能确保预定浓度的硼酸溶液供给反应堆冷却剂系统。 容积控制箱低水位信号触发补给系统投入运行。 容积控制箱高水位信号使补给系统停止运行。 ? 管理规程 电站运行期间稀释系统中那些用不着的阀门均处于关闭和锁定状态 ? 自动保护特性 在SG检查期间和换料期间，“停堆时高中子通量”信号会向操纵员发出稀释报警。这些报警在安全壳内和控制室内都会给出。 硼失控稀释预防措施 * 定义 反应堆在运行中因主泵动力电源或机械故障被迫停转，使冷却剂流量下降，冷却剂流量与堆功率失配，导致堆芯燃料包壳温度迅速上升，这种现象称为失流事故（LOFA）。 ?
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核反应堆安全分析第章.ppt
核反应堆安全分析 主讲：周涛 2007年3月 概述 学习对象:核反应堆安全分析是为核能工程系高年级学生开设的选修课，也可作为核科学与工程学科的硕士研究生学位课。 研究对象：以压水堆为核电厂为研究对象。 课程内容： 第一章简要介绍核反应堆安全的基本原则 第二章简要介绍核反应堆的安全系统 第三章简要介绍反应堆瞬态分析的基础 第四章主要论述核电厂事故分析中确定论评价法 第五章主要阐述严重事故的物理过程、分析方法、事故的处置和对策 第六章结合核反应堆物理分析、热工水力、结构的安全分析，介绍安全分析模型的建立及应用程序的开发 第七章主要论述核电厂事故分析中概率安全评价法 第八章分析事故情况下放射性物
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核反应堆安全分析第2章07.ppt
核反应堆安全分析 第二章 核反应堆的安全系统 主讲：周涛 2007年3月 反应堆的安全性 反应堆的安全功能（反应性控制、确保堆芯冷却、包容放射性产物） 专设安全设施（设计原则、安全注射系统、安全壳系统、辅助给水系统） AP1000安全系统简介 2.1 反应堆的安全性（1） 1.安全性概述 第一原则：在反应堆、核电厂的设计、建造和运行过程中，必须坚持安全第一的原则。 正常的工况：反应堆正常运行时，裂变产物几乎全部被包容在燃料元件内，从燃料元件泄漏的少量气态裂变产物以及活化产物几乎都被包容在封闭的一回路系统内。 可能的问题：一旦发生严重的堆芯损坏事故，同时又发生一回路边界和安全壳破损的
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《核反应堆安全分析》课件 .ppt
核反应堆安全分析深入探讨核能安全的系统分析方法核能产业需平衡效率与安全
核反应堆的基本概述核反应堆定义利用核裂变产生能量的复杂装置裂变过程重原子核分裂释放大量能量链式反应中子触发裂变产生更多中子能量转换
核反应堆的种类压水堆(PWR)高压水作冷却剂全球应用最广泛沸水堆(BWR)反应堆直接产生蒸汽系统简化但有泄漏风险重水堆(HWR)使用重水作减速剂可用天然铀作燃料小型模块化反应堆体积小便于部署
核反应堆的核心部件堆芯核裂变发生区域由燃料棒组成需精确排列以控制反应控制棒含中子吸收材料控制链式反应速率紧急情况可快速插入冷却系统移除堆芯产生热量防止燃料过热通常采用水或气体屏蔽设计阻挡辐射外泄多层保护结
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核反应堆安全讲解.ppt
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一种可视化核反应堆双层熔融池传热特性实验系统与方法.pdf
(19)国家知识产权局
(12)发明专利申请
(10)申请公布号 CN 115732107 A
(43)申请公布日 2023.03.03
(21)申请号 202211038433.7
(22)申请日 2022.08.29
(71)申请人 西安交通大学