SuperLWR的LOCA分析 |
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引用本文: | Yuki,ISHIWATARI,YoshiakiOKA,Seiichi,KOSHIZUKA,JieLIU,李满昌.SuperLWR的LOCA分析[J].国外核动力,2009,30(2). |
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作者姓名: | Yuki ISHIWATARI YoshiakiOKA Seiichi KOSHIZUKA JieLIU 李满昌 |
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作者单位: | 日本东京大学 |
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摘 要: | 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。
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关 键 词: | 超临界压力轻水堆 直流冷却系统 向下流水棒 安全 LOCA分析 单端断 裂 反应堆卸压 喷放 再淹没 峰值包壳温度 |
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