紧急停堆

正文

紧急停堆物理领域词汇。一般是指紧急停放核能原料。或者放射性物理物质.

相关应用

美国电力公司核电站紧急停堆率逐渐减少，但与美国最好的核电站以及一些其他国家的核电站相比，平均紧急停堆率还是高得不可接受。核动力运行研究所在一份题为“美国核电站反应堆停堆数”的报告中指出，每座运行中的反应堆平均年停堆次数由1978年的7.7次(60座堆平均值),降到1983年头9个月每堆平均4.7次(67座谁)。上面的数字只算了反应堆并网时的紧急停堆次数。核动力运行研究所的专家们在这些数字中已扣除了手动停堆次数。

在反应堆二次冷却回路（１２，１９，１３，１５，１６，２）的事故阻碍对两个回路共有的蒸汽发生器（２）一次回路（１，２，３，４，５）的供水进行冷却的情况下，发出紧急停堆指令，以使控制棒和制动棒（Ａ）插入反应堆堆芯中（１Ｃ）。根据本发明，如果这个指令未被执行，且反应堆保持高功率水平，则发出指令关闭一次水泵（３）。这样堆芯水温的迅速增加，很快使核反应减慢，以避免压强过大，而损坏一次回路。本发明特别适用于核电站。

ATWS事件被认为是未能紧急停堆的预计瞬态，该预计瞬态会在反应堆运行寿期内出现。它属于中等频率事故。对一个核电厂作安全分析时，必须对ATWS这类瞬态事件进行分析。典型事件有：失去正常给水又未紧急停堆的事件；控制棒失控抽出，引入大量正反应性，功率剧增而未紧急停堆的事件；失去厂外电，未能及时切换其他电源又未能紧急停堆的事件；失去外负荷或汽机脱扣未能紧急停堆的事件；反应堆冷却系统由于某种原因降压而未能紧急停堆的事件等。