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反应堆保险装置

核电站的安全是一个很复杂的问题,每种类型的反应堆都有不同的安全特性。  但是总结起来不外乎两个问题,一是反应堆失控超临界的时候能否自动限制功率增长,二是堆芯过热的时候如何保护燃料不外泄。一个通用的反应堆保险装置就是控制棒:当反应堆超温、超功率、功率上升过快时,控制棒必须能自动落下,切断链式反应。然后再辅以外部的持续冷却,一段时间后,就能将反应堆彻底冷却下来。另外就是反应堆本身的堆型设计问题了,对于沸水堆或者高温气冷堆,链式反应速率与温度呈负相关,这也能对反应堆的安全起一定贡献。 

反应堆保险装置基本信息

反应堆保险装置反应堆保险装置总结

1.每个燃料棒外面有锡锆合金的保护壳,为第一层保护;

2.反应堆中有控制棒,可以完全切断链式反应;

3.整个反应堆在一个钢制的保护壳内,为第二层保护;

4.每个机组又还有一个钢筋混凝土内衬钢板的保护罩内,为第三层防护;

5.最外面是厂房建筑,保护作用较小。

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反应堆保险装置造价信息

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国标保险电力电缆

  • 额定电压(KV):0.6/1;型号:YJV;芯数:5;标称截面(mm2):10;规格型号:YJV-5×10;工作类型:普通型;线芯材质:T铜
  • m
  • 鑫山
  • 13%
  • 陕西鑫山线缆有限公司
  • 2022-12-06
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国标保险电力电缆

  • 额定电压(KV):0.6/1;型号:YJV;芯数:4+1;标称截面(mm2):10/6;规格型号:YJV-4×10+1×6;工作类型:普通型
  • m
  • 鑫山
  • 13%
  • 陕西鑫山线缆有限公司
  • 2022-12-06
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国标保险电力电缆

  • 额定电压(KV):0.6/1;型号:YJV;芯数:4+1;标称截面(mm2):25/16;规格型号:YJV-4×25+1×16;工作类型:普
  • m
  • 鑫山
  • 13%
  • 陕西鑫山线缆有限公司
  • 2022-12-06
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国标保险电力电缆

  • 额定电压(KV):0.6/1;型号:YJV22;芯数:4+1;标称截面(mm2):70/35;规格型号:YJV22-4×70+1×35;工作
  • m
  • 鑫山
  • 13%
  • 陕西鑫山线缆有限公司
  • 2022-12-06
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国标保险电力电缆

  • 额定电压(KV):0.6/1;型号:YJV;芯数:5;标称截面(mm2):25;规格型号:YJV-5×25;工作类型:普通型;线芯材质:T铜
  • m
  • 鑫山
  • 13%
  • 陕西鑫山线缆有限公司
  • 2022-12-06
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保险

  • 5A羊角熔断器
  • 肇庆市2003年3季度信息价
  • 建筑工程
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保险

  • 10A
  • 肇庆市2003年3季度信息价
  • 建筑工程
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保险

  • 10A羊角熔断器
  • 肇庆市2003年3季度信息价
  • 建筑工程
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快速反应

  • (上喷、下喷、普喷) FIFR、 68℃ 1/2〃
  • 江门市2013年10月信息价
  • 建筑工程
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快速反应

  • FIFR、 68℃ 1/2〃(上喷、下喷、普喷)
  • 江门市2005年11月信息价
  • 建筑工程
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过载保护装置(直径Ф40拉索可调端保险装置)

  • 直径Ф40拉索可调端保险装置,Ф200×12mm厚圆钢管
  • 10套
  • 1
  • 东天
  • 中档
  • 含税费 | 含运费
  • 2016-05-27
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保险熔断装置

  • RT14-20,规格:Ф10×38
  • 1套
  • 2
  • 不限
  • 中高档
  • 含税费 | 含运费
  • 2016-02-23
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  • L1200×W1200×H1050
  • 4套
  • 2
  • 中高档
  • 含税费 | 含运费
  • 2022-11-16
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  • 1.规格:1480mm×1100mm,厚度40-250mm;2.颜色:深灰色机理灰塑;3.等级要求:一等品表面颜色纯度≥90%4.供货时间要求:10天供货,一次性供完;5.尺寸误差:长宽尺寸允许误差
  • 1个
  • 5
  • 中档
  • 含税费 | 含运费
  • 2022-03-30
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保险

  • RT28N-32 32A
  • 2套
  • 1
  • 正泰
  • 中档
  • 不含税费 | 含运费
  • 2021-12-17
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反应堆保险装置反应堆燃料棒的保险装置

一般说来,反应堆保险装置会建在反应器的上部,以燃料棒的形式将燃料充分吸收并发生反应,并当燃料的温度达到熔点温度时将燃料排出。因此反应堆保险装置的问题就是如何控制好反应堆燃料棒的问题。下面来说明燃料棒的保险装置。

第一,燃料芯块:为烧结形成的二氧化铀,大致长这个样子:高13mm,直径大致8mm的正圆柱体;由于核反应的裂变、衰变主要(或者说全部)是在芯块内进行的,所以烧结的二氧化铀结构具有容纳、搜集这些放射性产物的作用,也因此被认为是第一层保护;此外,核反应在经行过程中会产生裂变气体以及本身原子核数目的增多会使得燃料芯块发生肿胀和密实化现象,因此在烧结过程中会加入制孔剂来容纳这部分气体和减轻密实化现象;在两端采用浅碟形加倒角的结构,这是因为燃料内部存在温度梯度,导致膨胀不均——内部膨胀较多,而外部膨胀较少,采用浅碟形结构可以补偿中心处较大的膨胀量;如图1所示为AP600中所使用的燃料芯模型。

第二,多个芯块堆叠形成一个长近4m的燃料棒——燃料棒外壳(包壳)采用锆合金冷拉制成:

具体的壁厚考虑两点:1.在整个寿期内吸氢量不得超过容许值;2.包壳的腐蚀量不得大到破坏包壳材料的完整程度;此外,考虑到其他安全裕量以及水力震动引起的挠曲,热应力等决定最终的壁厚;在燃料芯块与包壳之间有一层气隙,一般充填3Mpa的氦气,一来用于补偿芯块的热膨胀与肿胀;二来用以平衡包壳管的内外压差(反应堆内的运行压力一般是15Mpa),防止包壳管形变和改善燃料芯块到包壳之间的导热,同时可以容纳一部分裂变气体;在寿期终了时,包壳管内的氦气加上裂变气体同外面的冷却剂压力大致相当;此外,为了限制芯块在燃料元件内的晃动,一般在轴向空腔中装入压紧弹簧。

第三,多个燃料棒组成一个17×17的燃料组件:(星形架下方夹的是控制棒,控制棒插进燃料组件当中,根据需要可以使控制棒脱开或者下插)在长度方向一般采用八层格架夹住用于定位;对于每一层格架,一边采用弹簧片施力,另一边采用刚性凸起,二者共同作用将燃料棒定位于中心位置;对于高通量区的燃料组件,会在每层格架上采用搅混翼片用于改善换热;在一个17×17的组件中,一般有24个栅元为控制棒的插入与提出提供导向作用;控制棒组件的数目能够保证:在紧急停堆时如果有一组反应性当量最高(最顶事儿的)的组件不能动作亦能安全停堆(卡棒准则),而在电站运行时能按适当的功率分布控制反应堆;在燃料组件中心位置上布置通量测量管来对堆内活动进行实时的监控。

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反应堆保险装置常见问题

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反应堆保险装置文献

反应堆主泵 反应堆主泵

反应堆主泵

格式:pdf

大小:3.3MB

页数: 16页

反应堆主泵

反应堆主冷却剂泵 反应堆主冷却剂泵

反应堆主冷却剂泵

格式:pdf

大小:3.3MB

页数: 5页

冷却剂泵 一 概述 冷却剂泵的功能 反应堆冷却剂泵,简称主泵,其主要功能是使一回路冷却剂形成强迫循环,从而把反应堆中产 生的热量传送至蒸汽发生器,以产生蒸汽,推动汽轮机做功。它是压水堆核电站的关键设备之 一,也是反应堆冷却剂系统中唯一的回转机械设备。 冷却剂泵的基本要求 a.能够长期在无人维护条件下安全可靠的工作 b.便于维修,辅助系统简单 c.主泵转动组件能提供足够转动惯量,以便在全厂断电情况下,利用主泵惰性提供足够冷却剂 流量,使反应堆堆芯得到适当的冷却 d.过流零部件表面采用奥氏体不锈钢,或者其它同等耐腐蚀材料 e.带放射性的冷却剂泄漏要尽量少 冷却剂泵的分类 a.密封泵 ,也称屏蔽泵或无填料泵,泵的叶轮和电机转子连成一体,并装在同一密封壳体内, 消除了冷却剂外漏的可能性,密封性能非常好 b.立式单级离心泵 ,泵的电动机与水泵泵体分开组装,中间以短轴相接。能基本保证一回路与 环境的密

附着式塔吊保险装置

【学员问题】附着式塔吊保险装置?

【解答】1、吊钩无保险装置或不符合要求,扣5分

吊钩保险装置是吊钩上安装的弹簧锁片装置。当吊索套住吊钩时,被锁片挡住,以防止吊索脱落发生事故。工作中使用的吊钩必须有制造厂的合格证书,吊钩表面应光滑,不得有裂纹、刻痕、锐角等现象存在。部分塔机出厂时,吊钩无保险装置,如自行安装保险装置,应采取环箍固定,禁止在吊钩上打眼或焊接,防止影响吊钩的机械性能。另外,弹簧锁片与吊钩的磨损值不得超过钩口尺寸的10%.

1、滑轮无防绳滑脱装置,扣5分

这种装置实际上是滑轮总成的一个不可分割的组成部分,它的作用是把钢丝绳束缚在滑轮绳槽里以防跳槽。如果发生钢丝绳跳出绳槽现象,将会出现两种可能:一是滑轮轴被钢丝绳磨断;二是断丝绳断裂。无论是哪种结果,其后果都是不言而喻的。

2、卷扬机滚筒无保险装置,扣5分

当吊物需中间停止时,使用的滚筒棘轮保险装置,防止吊物自由向下滑动。一般安装在起升卷扬机的滚筒上。

滚筒保险装置的工作原理:当采取制动时,磁力体4断电,失去对离动衔铁2的引力,内摩擦锥体(即离动衔铁)在压力弹簧3的推力作用下,向左移动,迫使外摩擦面挤压外壳内摩擦面,由此产生的制动距逐步增大,直至与外载荷相平衡,使卷筒停止转动,滚筒保险装置其优点为:制动后卷筒不工作,安全装置也不工作,一旦卷筒在吊重的作用下开始工作,安全装置与其同步工作,在很短的时间内,产生制动。这样不仅能控制制动失灵的情况,同时能有效地控制诸如电器无件损坏引起的“滑档”等现象。

4、上人爬梯无护圈或护圈不符合要求,扣5分

当扶梯的通道高度大于5米时,从平台以上2.5米处始应设置护圈。护圈直径为0.65~0.8米,两护圈的间距为0.5~0.7米。在扶梯通道一侧的护圈之间就用三条沿护圈周向均布的板条联系,护圈应保护完好,不得有过大的变形、板条断裂等现象。

当扶梯设于结构内部,如扶梯与结构间的自由通道间距小1.2米,可不设护圈。

5、上塔人行通道无防护栏,扣5分

上塔人行通道是为行走和检修的需要而设置的,为防止工作人员发生高处坠落事故,故需设安全防护栏杆。

6、防护栏杆不符合要求,扣2分

防护栏杆应由上、下两根横杆及立杆组成,上杆离平台高度为1~1.2米,下杆离平台高度为0.5~0.6米,并由安全立网进行封闭。栏杆应能承受1000N水平移动的集中载荷。

以上内容均根据学员实际工作中遇到的问题整理而成,供参考,如有问题请及时沟通、指正。

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保险装置概述

颚式破碎机的保险装置,是当颚腔内进入不能破碎物块(如电耙齿、钎头等金属块)时,使破碎机停止工作,从而保护了动颚、机架、偏心轴等大型贵重 部件免受损坏。一般颚式破碎机的安全装置,是将推力板分成两段,中间用螺栓连接,设计时故意减弱螺栓的强度;也有在推力板上开孔或采用铸铁制造,推力板的 最小断面尺寸是根据破碎机在超负荷时,能自行断裂而设计的。这样,当破碎机过载时,螺栓即行切断,或推力板折断,动颚即停止摆动。液压颚式破碎机的液压装置也具有这种保险作用。

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第四代反应堆反应堆类型

新式反应堆有许多新的设计想法,下方只列出最可能实用化的方案,以中子能量作区分:3种热中子反应堆与3种快中子反应堆。其中,超高温反应堆(VHTR)也是一种具潜力的高效产氢方式,可降低燃料电池成本;快反应堆则是能将长半衰期的锕系元素烧掉,减少核废料,并"滋生更多燃料"。这些新式系统在永续性、安全性、可靠性、经济性、抑制核扩散与物理防护上有大量的改善。

热中子反应堆

超高温反应堆(VHTR)

超高温反应堆(英语:Very high temperature reactor,缩写:VHTR)的设计概念是运用石墨作为减速剂、一次性铀燃料循环、氦气或熔盐作为冷却剂。此设计设想出水口温度可达1000°C,堆芯则可采燃料束或球床式。借由热化学的硫碘循环,反应堆高温可用于产热或产氢制程。超高温反应堆也具有非能动安全系统。

第一个实验性VHTR在南非建成(南非球床模组反应堆),但已于2010年2月停止挹注资金。[1]成本提高与难以突破的技术困难,使投资人与消费者踌躇不前。

超临界水反应堆

超临界水反应堆[注 1](英语:Supercritical water reactor,缩写:SCWR)[2]使用超临界水作为工作流体。SCWR是以轻水反应堆(LWR)为基础,运作于高温高压环境,采取直接、一次性循环。最初的设想是:采取如同沸水反应堆(BWR)的直接循环。但在改用超临界水作为工作流体后,水便为单一相态,类似压水反应堆(PWR)。SCWR的可运作温度比BWR与PWR还高。

由于SCWR具有较高的热效率[注 2]与简单的设计结构,成为倍受关注的新式核反应堆系统。目前SCWR主要目标是降低发电成本。

SCWR是以两种科技为基础进一步发展而成:轻水反应堆与超临界蒸气锅炉。前者是世界上大部分商转中的反应堆类型;后者也是常用的蒸汽锅炉类别。

液相氟化钍反应堆

熔盐反应堆(英语:Molten Salt Reactor,缩写:MSR)是一种反应堆类型,其冷却剂甚至是燃料本身皆是熔盐混和物。这有许多不同细部设计的延伸型,目前也已建造了几个实验原型炉。最初和目前广泛采用的概念,是核燃料溶于氟化物中形成金属盐类,如:四氟化铀(UF4)和四氟化钍(ThF4)。当燃料熔盐流体流入以石墨减速的堆芯内时,会达到临界质量。现行大部分设计是将熔盐燃料均匀分散在石墨基体中,提供低压、高温的冷却方式。

液相氟化钍反应堆(英语:Liquid fluoride thorium reactor,缩写:LFTR)是一种热滋生熔盐反应堆,使用钍熔盐作钍燃料循环,可在常压下达到高运作温度,此新式观念已在世界上引起关注。

快中子反应堆

气冷式快反应堆

气冷式快反应堆(英语:Gas-cooled fast reactor,缩写:GFR)是种快中子反应堆。利用快中子、封闭式核燃料循环对增殖性材料进行高效核转换,并控制锕系元素核裂变产物。使用出口温度850°C的氦气冷却,送入直接布雷顿循环的封闭循环气涡轮发电。许多新式核燃料能确保运作于高温中,并控制核裂变产物产出:混和陶瓷燃料、先进燃料微粒或锕系化合物陶瓷护套燃料。堆芯燃料会以针状、盘状集束或柱状分布。

钠冷式快反应堆

钠冷式快反应堆(英语:Sodium-cooled fast reactor,缩写:SFR)是以另两种反应堆:液体金属快中子增殖反应堆与一体化快反应堆为基础延伸而来。

SFR的目的是增加铀滋生钚的效率和减少超铀元素同位素的累积。反应堆设计一个未减速的快中子堆芯将长半衰期超铀元素同位素消耗掉,并会在反应堆过热时中断连锁反应,属于一种非能动安全系统。

SFR设计概念是以液态钠冷却、钚铀合金为燃料。燃料装入铁护套中,并于护套层填入液态钠,再组合成燃料束。这种燃料处理方式所遇到的挑战是钠的活性问题,因为钠与水接触会产生爆炸燃烧。然而,使用液态金属取代水作为冷却剂可以减低这种风险。

铅冷式快反应堆(LFR)

铅冷式快反应堆(英语:Lead-cooled fast reactor,缩写:LFR)是一种以液态铅或铅铋共晶冷却的反应堆设计,采封闭式核燃料循环,燃料周期长。单一堆芯功率约50至150兆瓦,模组可达300至400兆瓦,整座电厂则约1200兆瓦。核燃料是增殖性铀与超铀元素的金属或氮化物合金。LFR以自然热对流冷却,冷却剂出口温度约550°C至800°C。也可利用反应堆高温进行热化学反应产氢。

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