典型文献
钠冷快堆安全壳设计研究与探讨
文献摘要：
安全壳是核电厂专设安全设施的重要组成部分,其主要功能是保证从核动力厂向环境的任何放射性释放是可合理达到的尽量低的水平,在运行状态下不高于监管排放限值,以及在事故工况下满足可接受的限值.文章对国内外钠冷快堆安全壳的设计进行了调研分析,并结合在建快堆项目安全壳的实际设计情况,对钠冷快堆安全壳设计的关键问题进行了研究和探讨.池式钠冷快堆的放射性物质集中在主容器以及与之相连的一回路核辅助系统,一回路钠泄漏不会出现"闪蒸"现象,设计基准事故工况下不会对反应堆大厅造成明显的压力和温度影响.反应堆厂房内由保护容器、堆顶防护罩、放射性氩气包容和放射性钠气溶胶包容等组成的包容系统可以保证放射性物质包容功能的实现.目前在建快堆项目考虑到钠冷快堆的固有安全特性,在安全壳边界物项的具体设计上与传统压水堆的安全壳相比有一定差异,同时设计中对安全壳边界物项的局部泄漏率要求进行了梳理分析和比例分配,但安全壳的整体设计尚缺乏实际运行数据的支持,其最终设计效果还有待整体密封性试验的结果来进行验证.
文献关键词：
钠冷快堆;安全壳;放射性物质包容;设计要求
中图分类号：
作者姓名：
贺克羽;陈章隆;赵强
作者机构：
中国核电工程有限公司,北京 100840
文献出处：
引用格式：
[1]贺克羽;陈章隆;赵强-.钠冷快堆安全壳设计研究与探讨)[J].科技视界,2022(18):27-32
A类：
放射性物质包容
B类：
钠冷快堆,安全壳,研究与探讨,核电厂,专设安全设施,主要功能,核动力厂,管排,排放限值,调研分析,项目安全,一回路,辅助系统,闪蒸,大厅,温度影响,反应堆厂房,房内,防护罩,氩气,钠气溶胶,安全特性,具体设计,压水堆,泄漏率,梳理分析,整体设计,尚缺,实际运行,运行数据,设计效果,密封性
AB值：
0.293568
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