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为了验证带有向下流水棒的超临界压力轻水冷却热中子反应堆(简称SuperLWR)的特性,进行了该堆的冷却剂丧失事故(LOCA)分析。分析范围为热/冷段的1%-100%破裂。在冷段大破口情况下,喷放期间过分的堆芯加热将通过自动卸压系统(ADS)得到缓解,这是因为反应堆卸压会导致堆芯冷却剂流动。在顶部水室和水棒内的冷却剂装量被有效地用于堆芯冷却。在喷放之后,像压水堆(PWR)一样,堆芯慢慢地被低压应急堆芯冷却系统(ECCS)再淹没。大破EILOCA的最高包壳温度低于准则值(1260℃)大约为430℃,出现在再淹没阶段。冷段的小破口给出了比大破口更高的包壳温度,这是因为在本分析中没有启动ADS。最高包壳温度低于准则值大约260℃。如果假定ADS被“干井压力高”信号启动,包壳温度将更低。热段破口不会比冷段破口严重,因为热段破口将增加堆芯冷却剂流量,预计在喷放之后将强迫淹没堆芯。 相似文献
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压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值(PCT)最高,且长时间维持在较高温度,此条件下反应堆最危险。计算结果表明,事故发生后,一回路压力迅速下降,堆芯冷却剂的流动性变差,导致堆芯裸露,燃料包壳温度又重新回升。通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作,能保证燃料元件包壳温度不超过1204 ℃的限值。 相似文献
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为研究先进非能动(AP)型核电厂在非能动系统失效条件下的安全性能,利用我国先进堆芯冷却机理整体试验台架(ACME)开展了非能动余热排出(PRHR)管线破口失水试验研究,分析了主要的试验进程和破口位置对事故过程各阶段关键参数的影响。结果表明,ACME PRHR管线破口试验进程与冷管段小破口失水事故(SBLOCA)进程基本一致,再现了非能动核电厂自然循环阶段、自动卸压系统(ADS)喷放阶段和安全壳内置换料水箱(IRWST)安注阶段的安全特性;在不同破口位置的试验中,非能动堆芯冷却系统(PXS)均可保证堆芯得到补水,堆芯活性区始终处于混合液位以下;破口位置对ACME LOCA事故进程、反应堆冷却剂系统(RCS)初期降压速率、PRHR热交换器(HX)流量、喷放流量、堆芯液位、IRWST安注流量等参数具有显著影响,对堆芯补水箱(CMT)和蓄压安注箱(ACC)安注流量的影响较小。 相似文献
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冷热段同时安注时的大破口失水事故分析 总被引:1,自引:0,他引:1
大破口失水事故时,安注系统从冷段注入的大量冷却剂从威力壳和吊兰之间的环型通道经破口流安全壳,只有少量的冷却剂注入堆芯,如果在冷段和热段同时进行安注,热段上的安注系统将会把较多的冷却剂直接注主堆芯,堆芯会更安全。 相似文献
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以中国超临界水堆(CSR1000)为研究对象,参考日本超临界轻水堆恒压启动系统和超临界锅炉机组启动方式,编制了CSR1000超临界水堆恒压启动分析程序。计算结果表明,CSR1000采用恒压启动,高压补水箱质量流量先增大后减小,主给水泵流量先减小后增大;第一流程包壳温度高于第二流程包壳温度,两个流程的包壳最高温度都低于安全限值1 260℃;第一流程、第二流程冷却剂通道和慢化剂通道线功率密度在堆芯功率达到50%后都趋于稳定。CSR1000采用恒压启动方式不仅能够满足超临界水堆机组启动快速灵活,而且还可以高效平稳地达到安全运行要求。 相似文献
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《核动力工程》2015,(1):132-136
基于100D主泵和ANDRITZ主泵的差异,分析主泵相似特性曲线和自由容积的变化对失水事故(LOCA)后果的影响。针对岭澳核电站二期反应堆冷却剂系统,应用CATHARE GB程序和CONPATE4程序分析大破口LOCA事故堆芯热工水力后果;应用ATHIS和FORCET程序分析失水事故喷放阶段的反应堆冷却剂主管道水力载荷。结果表明,主泵相似特性曲线的变化对大LOCA事故再淹没阶段的堆芯热工特性影响很大,采用不同主泵时的最高峰值包壳温度(PCT)相差很大;而主泵自由容积对失水事故喷放阶段的卸压波传递影响较大,导致采用不同主泵时的反应堆冷却剂主管道水力载荷有所不同。 相似文献