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压水堆核电厂余热排出系统设计中一些安全问题的探讨

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依岩 柴国旱 张和林

国家环境保护总局核安全中心,北京100088

核安全
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摘  要:

针对法国900MW压水堆核电厂余热排出系统的设计.探讨了其存在的一些安全问题及其设计改进方案。并指出余热排出系统在事故缓解中的重要性。[著者文摘]

余热排出系统;压水堆;单一故障准则1 前言压水堆核电厂反应堆运行时,核反应产生的能量由反应堆冷却剂系统通过蒸汽发生器的二次回路传热导出。反应堆停堆后,堆芯内由裂变产物产生的剩余功率发热在很长一段时间内仍需要带出。停堆初期几个小时内堆芯余热仍由蒸汽发生器通过二回路以蒸汽形式排放.而此后则由余热排出系统来承担。因此。反应堆余热排出系统又称停堆冷却系统。余热排出系统带出的堆芯热量将通过设备冷却水系统、安全重要厂用水系统传递到最终热阱。余热排出系统通常在反应堆冷却剂系统冷却剂温度降至180℃,压力降至30bar后投入,将堆芯余热带出。除带出余热的功能之外,余热排出系统还可承担反应堆换料水池水的传输、联合化容系统下泄对冷却剂进行净化过滤以及在低温运行时为反应堆冷却剂系统提供超压保护等辅助功能。本文以法国900MW 压水堆核电厂余热排出系统(RRA)为例,探讨余热排出系统设计中的一些安全问题。2 余热排出系统设计和流程介绍法国900MW 压水堆核电厂的余热排出......

文章出处:

《核安全》-2006年1期 -48-52页

Nuclear Safety

栏目信息:

研究与探讨

分 类 号:

TL413.2 TM623.91

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Abstract:

In this paper, some safety issues and improving methods in French 900MWe PWR design are discussed and the importance of the residual heat removal system in accident mitigation are pointed out.[著者文摘]

Key words:

residual heat removal system; pressurized water reactor; single failure criteria

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