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采用直流蒸汽发生器的一体化反应堆,由于其蒸汽发生器二次侧水容积小,储热能力弱,给反应堆的运行调节提出了更高的要求。双恒定运行方案集合了一回路冷却剂平均温度不变和二回路蒸汽压力不变两种运行方案的优点,对一、二回路都有利。本文以IP200一体化反应堆为研究对象,建立一体化反应堆的稳态分析模型,利用RELAP5瞬态分析程序,对其一回路侧和蒸汽发生器二回路侧进行热工水力分析,在此基础上研究了一体化反应堆双恒定稳态运行特性。结果表明,装置负荷在15%~100%FP(满功率)范围内变化时,控制策略能够维持冷却剂平均温度和蒸汽压力的恒定。 相似文献
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陈巧艳 《核工程研究与设计》2003,(44):16-20
蒸汽冷凝回流冷却是压水反应堆发生失水事故时的一个重要堆芯冷却模式,是当前核反应堆热工水力学研究的一个热点。反应堆主冷却剂系统出现中小破口时,堆芯内的热量主要由三种方式导出:蒸汽发生器(SG)的二次侧;破口流量热释放(早期);应急堆芯冷却系统的再循环(中后期)。但是,如果反应堆冷却剂系统的破口尺寸大到一定的程度时,应急堆芯冷却系统注入的冷却剂不能使燃料元件完全淹没,堆芯上部裸露的燃料元件的温度就会升高甚至损坏。对于裸露的燃料元件来说,除了向上自然流动的少量蒸汽能够带走热量以外,堆芯燃料元件还有一种重要的冷却方式,即冷凝回流成为一种有效的热导出方法。蒸汽在流动过程中夹带有液体,当蒸汽通过狭窄流通或者受到冷却时,如流经堆芯上支撑板和蒸汽发生器入口时,就会发生蒸汽的冷凝回流。这些冷凝回流的冷却剂重新流回堆芯,会大大降低裸露燃料元件的温度,可使它们不会受到损坏。当蒸汽的流速大到一定程度时,就台发生回流极限(counter-current flow limitation,以下简称CCFL)。 相似文献
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IRIS(国际革新与安全反应堆)是一种轻水冷却、335MWe动力堆,一个国际联盟正进行设计,它是美国能源部(DOE)NERI项目的一部分。IRIS的特点是具有一体化的压力容器,它容纳了反应堆的所有主要冷却剂系统部件,包括堆芯、冷却剂源、蒸汽发生器和稳压器。这种一体化设计取消了大的冷却剂管路系统,因而消除了大破口失水事故(LOCAs),并去掉了一些独立部件的承压壳及其支撑。另外,IRIS被设计成长寿命堆芯并增强了安全性,以达到美国DOE对第四代反应堆定义的要求。反应堆压力容器内置蒸汽发生器的设计,是一体化IRIS概念开发的一项主要设计尝试。本文的主题是正在进行的蒸汽发生器的有关设计活动。 相似文献
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《核动力工程》2015,(6):92-96
为验证三代核电AP1000核电厂在非LOCA事故工况下,启动给水补给性能是否满足衰变热排出的纵深防御准则,保守认为事故发生后,反应堆停堆,厂用电及外电网丧失,主给水丧失,凝汽器热阱丧失,蒸汽发生器背压为安全阀最低整定压力,蒸汽发生器与启动给水泵均为单列可用。首先,验证凝结水储箱处于最低液位时,启动给水的最低补给能力能否满足不小于118.1 m3/h的准则要求;其次,论证事故后由于备用交流电源加载滞后而导致启动给水延后140 s投运,蒸汽发生器依靠自身缓冲水装量能否带走衰变热而不触发专设安全系统;再次,论证140 s后启动给水最低补给流量,能否稳定蒸汽发生器液位并使其回升;最后,验证凝结水储箱纵深防御水装量能否满足启动给水24 h连续补给的准则要求。本文通过对启动给水最低补给流量、蒸汽发生器缓冲水装量、启动给水液位控制,以及凝结水储箱水装量的保守计算分析,验证了AP1000启动给水在非失水事故(Non-LOCA)事故下衰变热排出功能设计的可靠性以及与纵深防御准则的一致性。 相似文献
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10MW高温堆热启动时蒸汽发生器管板焊缝处疲劳分析 总被引:2,自引:0,他引:2
10MW高温气冷堆事故停堆后短时间内热启动能使反应堆快速提升功率.从而节省大量的启动时问.但是热启动时,蒸汽发生器联箱仍保持较高温度.大约在430℃左右,而二回路给水温度只有100℃,如此大的温差必将在蒸汽发生器的传热管与管板的焊接处产生很大的热应力,容易引起疲劳损伤通过合理保守的简化,分析10MW蒸汽发生器管板和传热管的温差,从而进行应力计算和疲劳评价。 相似文献
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蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture, SGTR)事故发生后,反应堆一次侧含有放射性的冷却剂通过传热管破口释放到二次侧,同时,破损的蒸汽发生器(SG)的水位升高,最终满溢,含有放射性的冷却剂将释放到外部环境中。在CPR1000核电厂目前的设计中,发生SGTR事故后,破损的SG都会发生满溢。本文基于目前核电厂的设计,从工艺和控制角度入手,采取相应的改进措施和方法,通过降低高压安注(HHSI)最高注入压头的同时,增加SG高水位停运辅助给水的改进,可以避免SGTR事故后破损蒸汽发生器满溢,使事故过程中没有放射性液体排放到环境中,大大减轻了事故后果。SGTR 相似文献
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极限的未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)是核电厂二次侧热移出能力减小引起的升温瞬态。为评价AP1000核电厂在发生ATWS事故后的响应,采用LOFTRAN程序对极限的丧失主给水ATWS进行计算分析。对影响电厂系统响应的一些关键因素,如蒸汽旁排的容量、堆芯补水箱(CMT)特性和硼反应性系数、反应堆冷却剂泵(RCP)可用性、启动给水系统(STS)可用性和蒸汽发生器(SG)传热等作了一系列敏感性分析。分析结果表明:为缓解ATWS事故,应隔离蒸汽旁排,并在触发CMT的同时停运RCP。 相似文献
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与燃烧化石燃料的热电厂不同,加压重水反应堆(PHWR)有两个冷却剂循环系统。其中,一次热量传输系统(PHTS)的功能是带走反应堆堆芯产生的裂变热,二回路系统收集从PHTS传输的能量产生蒸汽去驱动透平做功。 相似文献
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对美国三代核电厂(AP1000)所有未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)进行分析,确定失去正常给水ATWS为最极限的ATWS。通过敏感性分析对多样化驱动系统(DAS)控制保护逻辑进行改进:蒸汽发生器(SG)宽量程低水位触发蒸汽旁排隔离及堆芯补水箱(CMT)动作,并立即停运主冷却剂泵(RCP)。按照改进后的DAS逻辑进行最终工况分析,结果表明:在整个电厂寿期内,考虑最极限的慢化剂温度系数(MTC),失去正常给水ATWS的反应堆冷却剂系统(RCS)峰值压力满足验收准则,且有较大的裕度。 相似文献
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采用RELAP5/MOD3.2系统程序建立一体化小型反应堆的事故分析模型,包括反应堆冷却剂系统(RCS)、简化的二回路系统和专设安全设施。一体化多用途的非能动小型压水反应堆(SIMPLE)热功率为660 MWt(电功率大于200 MWe)。针对SIMPLE的直接安注管线(DVI)双端断裂事故和DVI2英寸(50.8mm)小破口失水事故(SBLOCA)进行分析。计算结果表明:对于直接安注管线双端断裂事故,破口和自动降压系统(ADS)能有效地使反应堆冷却系统降压,安注箱(ACC)和安全壳内置换料水箱(IRWST)能实现堆芯补水,确保堆芯冷却;对于DVI的SBLOCA,非能动专设安全设施能有效对RCS进行冷却和降压,防止堆芯过热。 相似文献
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秦山第二核电厂2号机组汽轮机误快速降负荷瞬态分析 总被引:1,自引:0,他引:1
描述了秦山第二核电厂2号机组因反应堆冷却剂低选平均温度误信号引起汽轮发电机组快速降负荷的瞬态工况,给出了瞬态过程中主要参数的变化情况,分析了机组控制系统的响应(尤其是棒控系统、蒸汽向冷凝器排放控制系统的动作)情况.分析结果表明,由于棒控系统和蒸汽向冷凝器排放控制系统的输入信号采用高选平均温度,因此,在瞬态过程中,两个控制系统能根据平均温度与参考温度的温差值协调运行,同时,蒸汽发生器水位、稳压器水位与压力等其它主要控制系统响应正确、及时,最终将机组稳定在较低的功率状态下. 相似文献
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从反应堆位置上释放出来的氚以什么状态存在,关系到它的释放途径与安全评价问题。通过在高通量工程试验反应堆(HFETR)上试验证实,在正常运行条件下,释放到冷却剂中的氚90%以上是以液体形式出现的,其余是以气态氚形式出现的,而气态氚中元素态氚有很高比例。从冷却剂中氚可能存在状态来看,从氚化水(HTO)状态和氚气(HT)状态对人体危害程度来看,与反应堆有关的安全评价假定所有从反应堆位置上释放的氚均以HTO状态存在是合适的。 相似文献
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【西德《核技术》1988年第2期第96页报道】模块式高温反应堆(HTR)是一种简单、安全和经济的多用途热源。这种反应堆,不用多大改动,就可以同蒸汽发生器联接,产生蒸汽和动力,或与蒸汽转化器或中间热交换器联接,直接利用核热。由于其特殊的设计,这种 HTR 堆达到了极高的非能动安全水平,它可建在人口稠密的工业区。 相似文献