核反應(yīng)堆的安全系統(tǒng)-文庫吧資料
2025-01-15 22:41本頁面
【正文】 傳達(dá)到每一個(gè)有關(guān)的工作人員，并及時(shí)了解工作進(jìn)展的有關(guān)信息 。 – 從核電廠反應(yīng)堆運(yùn)行的基本要求來看，操縱員的知識(shí)和技能上不能滿足要求。 – 工作管理中的人為差錯(cuò)。 – 同時(shí)，由于系統(tǒng)調(diào)試工作分散，使主控制室人員對核電廠整體狀態(tài)，特別是系統(tǒng)狀態(tài)缺乏了解和控制，并不知道系統(tǒng)狀態(tài)已經(jīng)改變。 事件的主要原因 – 這是一起核電廠反應(yīng)堆運(yùn)行的安全事件?？偨Y(jié)應(yīng)汲取的經(jīng)驗(yàn)教訓(xùn)。事件分級應(yīng)按國際核事件分級表的規(guī)定進(jìn)行。 – 應(yīng)汲取哪些經(jīng)驗(yàn)教訓(xùn)。 問題及分析要點(diǎn) ? 問題： – 根據(jù)國際核事件分級表試對本事件進(jìn)行分級。 ? 實(shí)踐后調(diào)查發(fā)現(xiàn)：由于核電廠過于關(guān)心進(jìn)度，在大量系統(tǒng)尚未完成調(diào)試的情況下急忙裝料，導(dǎo)致許多系統(tǒng)尚未移交主控室。 包殼 安全殼 燃料芯塊 燃料元件包殼 壓力容器 安全殼 應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng) ECCS 停堆系統(tǒng) 防止過熱破損 過壓保護(hù) 防止過熱過壓破損 防止氫氣爆炸等 多重安全屏障和安全設(shè)施的關(guān)系 安全閥 安全殼噴淋 可燃?xì)怏w濃度控制系統(tǒng) 安全問題案例 1某核電廠硼稀釋事件 ? 某核電廠在對主系統(tǒng)生壓補(bǔ)水的過程中，操縱員誤將換料水箱中 2100ppm的硼水當(dāng)作硼酸制備系統(tǒng) 7000ppm的硼水與清水混合，補(bǔ)入了主系統(tǒng)。 安全殼噴淋系統(tǒng) 包容放射性產(chǎn)物 包容放射性產(chǎn)物控制方式 保持現(xiàn)場或廠房的相對負(fù)壓，防止放射性氣體或塵埃向其它區(qū)域擴(kuò)散。 設(shè)備冷卻水系統(tǒng) 重要廠用水系統(tǒng) ? 當(dāng)一回路處于大氣壓力下時(shí)，可以由反應(yīng)堆換料水池冷卻凈化系統(tǒng)來排出余熱； ? 當(dāng)蒸汽管道出現(xiàn)破口時(shí)，安全注射系統(tǒng)將向堆芯注入含硼水，以補(bǔ)償由于堆芯過冷所喪失的冷卻劑裝量。 輔助給水及蒸汽旁路系統(tǒng) ? 反應(yīng)堆停閉后，為了除去衰變熱，防止燃料元件包殼熔化，冷卻劑泵必須繼續(xù)運(yùn)轉(zhuǎn)，衰變熱通過蒸汽發(fā)生器由二回路帶出； ? 當(dāng) — 回路壓力、溫度降到一定程度時(shí)，余熱排出系統(tǒng)必須投入。 ? 蒸汽發(fā)生器的二回路側(cè)由正常的 主給水系統(tǒng) 或 輔助給水系統(tǒng)供應(yīng)給水 。 一回路系統(tǒng)出現(xiàn)破口時(shí)，安注系統(tǒng)和安全殼噴淋系統(tǒng)。 一回路溫度、壓力下降到一定值時(shí)，由余熱排出系統(tǒng)加以冷卻。 蒸汽發(fā)生器或余熱排出系統(tǒng)繼續(xù)導(dǎo)出堆芯余熱。 ? 蒸汽發(fā)生器的二回路側(cè)由正常的 主給水系統(tǒng) 或輔助給水系統(tǒng)供應(yīng)給水 。 ? 只能補(bǔ)償由于燃耗、中毒和慢化劑溫度變化等引起的緩慢的反應(yīng)性變化。 ? 能補(bǔ)償很大的剩余反應(yīng)性。 反應(yīng)堆的安全功能 ?在所有情況下： –正常運(yùn)行或反應(yīng)
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