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1、重水堆安全系统分析项目汇报：马骁笛马骁笛马骁笛马骁笛指导教师：王丽王丽王丽王丽作者学校：哈尔滨工业大学哈尔滨工业大学哈尔滨工业大学哈尔滨工业大学 （Harbin institute of technologyHarbin institute of technology）2015.09.23重水堆采用天然铀作为核燃料，大大降低了在堆外或燃料贮存水池内燃料处理时发生事故的可能性采用不停堆换料，破损的燃料棒束可以在不停堆的情况下，通过换料系统从堆芯及时移走，从而不仅可以减少破损燃料在堆内的停留时间，而且不影响电厂的负荷因子重水堆瞬发中子寿期长，当引入正反应性时，反应堆的瞬变过程就相对较慢，使反应堆更
2、易控制重水堆的冷却剂和慢化剂是分开的，燃料通道之间的空间较大。反应性控制装置就可以安装和运行在低温低压的慢化剂环境中，安全可靠性高，特别是派出了控制棒因高压水力而弹出堆芯的可能性堆芯余热排出分为两种途径，一为蒸汽发生器，可将热量传递给二回路侧的给水，二为余热排出装置，热量通过停堆冷却热交换器传递给工艺水系统重水堆固有安全特性在重水堆中，另一特点是额外两重固有和非能动的热阱设计。燃料以及冷却剂安装在压力管中，压力管浸泡在低温低压的慢化剂中，其重水质量约为130300Mg，这是其一。排管容器的周围为充满轻水的屏蔽水箱，其正常功能为通过轻水包围着排管容器，对要穿过反应堆腔室空间到达混凝土墙的中子流形
3、成一道屏蔽。在堆芯严重损坏事故工况下，屏蔽水则成了非能动的，始终到位的应急冷却水，这是其二。专设安全特性反应堆停堆系统安全壳系统应急堆芯冷却系统1.反应堆停堆系统重水堆核电厂设有两套完全独立和全功能的停堆系统，即1号停堆系统和2号停堆系统。一号停堆系统利用用固体停堆棒插入堆芯的方法来停堆，而2号停堆系统用液体毒物直接注射慢化剂，因此，这两组停堆系统通过使用垂直穿过反应堆顶部的停堆棒和水平穿过反应堆侧面的毒物注射管来实现停堆，提供功能上、实体上的独立性。2.应急堆芯冷却系统应急堆芯冷却系统向热传输系统提供轻水，以补偿发生的失水事故时损失的重水冷却剂，并循环和冷却从反应堆厂房地面上收集的重水轻水混
4、合物，将其送到反应堆集管以保持长期的燃料冷却。应急堆芯冷却系统分为3个阶段向回路注水：首先注射高压水，称为高压安全注射阶段；然后，随着热传输系统压力的下降，安全注射进入中压安全注射阶段；在长期冷却阶段，从热传输系统流失的水在反应堆厂房地面上收集起来，应急堆芯冷却系统利用这部分水对堆芯继续冷却，这个阶段称为低压安全注射阶段。3.安全壳系统重水堆安全壳结构为：一个有环氧树脂涂层的后张拉预应力混凝土安全壳结构、一个自动喷淋系统、作为长期安全壳热阱的空气冷却器、一个过滤空气排放装置、人员和设备闸门、一个自动启动安全壳隔离系统。安全壳系统的主体结构为反应堆厂房，采用有环氧树脂涂层的后张拉预应力混凝土安全壳结构。其地基厚度为1.5m，内径为42m，安全壳的厚度至少为1m，在安全壳的上部为半球形空间，厚度为0.6m。为了控制泄露，在安全壳内表面有环氧树脂涂层。应急堆芯冷却系统安全壳系统敬请指正
