原子學說的起源
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         核能> 核能的有效利用

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      控制保護系統(tǒng)

        當反應堆的功率過高,溫度上升較快,中子數(shù)增加需用的時間太短,冷卻劑流量過低時,通過控制系統(tǒng)可迅速實現(xiàn)停堆,或降低功率以免損壞堆芯。如上所述,輕水堆除由于負反應性效應帶來的自調(diào)節(jié)性能以外,還采用流量控制、化學補償和液體毒物來實現(xiàn)控制保護。儀表、信號和控制電路都工作在可靠的狀態(tài),對重要的參數(shù),有三套獨立的監(jiān)測控制裝置,并按照一定的原則動作。這樣既能確保事故停堆,又可避免因儀器故障引起的誤動作。

        可靠的冷卻系統(tǒng)。


        該系統(tǒng)可保證反應堆在正常工作狀態(tài)或發(fā)生事故時將燃料發(fā)生的熱量帶走,避免燃料元件燒毀。例如,輕水堆失去冷卻水的事故是假想的嚴重事故。如果管道破裂,其中最嚴重的情況是一回路最大直徑的管道破裂,造成兩個斷口涌出,致使反應堆失水。堆芯將要燒壞,大量的放射性物質(zhì)可能釋放到安全殼內(nèi)。此時,反應堆自動緊急停閉,多重安全設(shè)施立即起保護作用。(圖a)其一,由于一回路的壓力陡降,應急堆芯冷卻系統(tǒng)中的安全注水箱立即自動頂開逆止閥門,向一回路緊急注水,補償系統(tǒng)中流失的冷卻劑(圖b)。其二,與此同時,應急堆芯冷卻系統(tǒng)中的高、低壓安全注水泵相繼起動,把貯水箱中的水連續(xù)注入反應堆一回路,保證堆芯得到水的淹沒和冷卻。安全殼噴淋泵也同時起動,把水噴入安全殼內(nèi),使殼內(nèi)水汽冷凝,壓力下降,放射性物質(zhì)被水吸收(圖c)。其三,貯水箱中的水用完后,安全注水泵立即改從安全殼地坑吸水,再循環(huán)注入反應堆,確保長時間冷卻需要。耐壓的安全殼廠房始終保持嚴格密封,不使放射性物質(zhì)泄漏(圖d)。

      反應堆安全控制系統(tǒng)  各種能源危險性比較

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