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发展无严重事故风险核电站的曙光

2013-12-16 11:57来源:核科学与工程-肖宏才关键词:核电安全核反应堆核电站收藏点赞

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无论出于什么原因(计划停堆或事故停堆),当循环泵4停运后,堆芯1的流动阻力消失,随之单向阀10的阀芯失去向上的推力,因而由于自重作用而下落,随即自然开启单向阀10使堆芯余热冷却系统转入工作状态(见图1.B.)。

8.一回路热管道 9.连接管 10.单向阀 11.热水管 12.余热冷却器 13.提升筒 14.常压大容积水池 15.送水管 16.池水空冷器 17.外层安全壳 18.钢制安全壳 19.回水管 20.冷水管 21.止回阀 22.脐带管 23.压水堆

图1.B. AAP压水堆核电站堆芯余热冷却工况

这时,堆芯1出口的高温水依次经由连结管9、单向阀10、热水管11、余热冷却器12及冷水管20依靠自然循环流动返回到堆芯1的入口,继尔流进堆芯1载出堆芯余热,并通过余热冷却器12将此热量传入常压大容积水池14内的存水,从而完成了一回路堆水的余热冷却循环。

此后,当一回路再次启动运行时,主循环泵4投入正常运行后在一回路建立起正常流动,在堆芯1的出入口压差力作用下单向阀10重新自然关闭,使堆芯余热冷却系统重又与一回路隔离,恢复其积极的备用状态。

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