模块式小型堆非能动堆腔注水冷却堆芯的严重事故分析.docx
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模块式小型堆非能动堆腔注水冷却堆芯的严重事故分析.docx
模块式小型堆非能动堆腔注水冷却堆芯的严重事故分析模块式小型堆非能动堆腔注水冷却堆芯的严重事故分析引言:模块式小型堆非能动堆腔注水冷却堆芯是一种新型的核反应堆设计,它采用注水冷却技术来维持堆芯的正常运行。然而,如果在运行过程中发生严重事故,如注水异常、冷却系统故障等,将对堆芯和运行设备产生严重影响,甚至引发核安全事件。本文将分析模块式小型堆非能动堆腔注水冷却堆芯的严重事故,并提出相应的应对策略。一、模块式小型堆非能动堆腔注水冷却堆芯的工作原理模块式小型堆非能动堆腔注水冷却堆芯采用注水冷却技术,通过将冷却剂注
核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却系统.pdf
本发明提供了一种核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却系统,包括保温层流道、保温层、抑压水池、上部水池、抑压水池堆腔注水管线、再循环地坑、再循环管线,其中,保温层流道是反应堆压力容器外壁和保温层间的流体流道,流道顶部设置有排气孔,底部设置有进水孔;抑压水池设置在钢安全壳内,通过抑压水池堆腔注水管线与堆腔相通;再循环地坑设置在安全壳内,通过再循环管线与堆腔相通,抑压水池堆腔注水管线设置有控制阀门,再循环管线设置有控制阀门和止回阀;上部水池设置为包围在钢安全壳的上部。本发明技术方案采用熔融物滞留纵深防
一种堆腔注水冷却泵.pdf
本发明涉及一种堆腔注水冷却泵,包括机壳、导流壳、泵轴、叶轮和散热片,所述机壳的顶端设置有轴承支架,所述泵轴的一端通过角接触球轴承设置在所述轴承支架上,并通过联轴器与电机相连接,所述轴承支架上设置有散热翼片,位于所述角接触球轴承下方的所述泵轴上设置有散热片,所述联轴器上设置有风扇。本发明通过散热片、散热翼片和风扇的配合使用后,角接触球轴承在高温状态下运行时,其稳定温度在70℃以下,实现了堆腔注水冷却泵运行状况稳定且运行状态良好。
PRHRS隔离阀前后破口事故对非能动堆芯冷却系统的影响分析.docx
PRHRS隔离阀前后破口事故对非能动堆芯冷却系统的影响分析题目:PRHRS隔离阀前后破口事故对非能动堆芯冷却系统的影响分析摘要:非能动堆芯冷却系统是核电站安全运行的关键组成部分。本论文通过对PRHRS(PassiveResidualHeatRemovalSystem)隔离阀前后破口事故的分析,研究了该事故对非能动堆芯冷却系统的影响。针对这一主题,本文首先介绍了非能动堆芯冷却系统的结构和工作原理,接着分析了PRHRS隔离阀前后破口事故的原因和后果。然后,本文从三个方面分析了这一事故对非能动堆芯冷却系统的影响
非能动加压池式反应堆.pdf
本申请属于核反应堆技术领域,具体涉及一种非能动加压池式反应堆。该反应堆,包括:反应堆容器和至少一个蓄压管;所述反应堆容器内固定有反应堆堆芯,并放置在反应堆水池中;所述反应堆容器的上封头处连接有所述蓄压管的一端;所述蓄压管中注入一定高度的液体,用于向所述反应堆堆芯提供所需要的静压力;所述蓄压管高出所述反应堆堆芯的顶部。本申请采用蓄压管的加压方式,维持一回路有足够的静压,缩小了反应堆深度和直径,缩短了控制棒驱动机构长度,简化了堆水池结构件,降低了反应堆装换料难度,并可以对反应堆内不可凝气体进行集中监测和处理,