| 超临界水冷堆CSR1000大破口失水事故分析 |
| |
| 引用本文： | 党高健,黄代顺,鲁剑超,高颖贤,单建强.超临界水冷堆CSR1000大破口失水事故分析[J].核动力工程,2013,34(1):78-82. |
| |
| 作者姓名： | 党高健 黄代顺 鲁剑超 高颖贤 单建强 |
| |
| 作者单位： | 1. 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,成都,610041
2. 西安交通大学核科学与技术学院,西安,710049 |
| |
| 摘 要： | 为了验证中国超临界水冷堆CSR1000的安全特性,评估CSR1000安全系统的性能,采用APROS程序进行了该堆型的冷段大破口失水事故分析。冷段大破口情况下,喷放阶段的显著特征是堆芯冷却剂在冷段破口喷放作用下迅速发生反向流动,热段的高温、低密度流体进入堆芯导致堆芯传热恶化,包壳温度迅速上升。自动卸压系统(ADS)阀门的启动可恢复堆芯冷却剂正向流动,有效缓解堆芯过热。高压给水箱(HFT)可提供事故早期的堆芯冷却剂供给,并为低压安注的启动提供足够的响应时间。喷放结束后,堆芯逐渐被低压安注再淹没。冷段大破口的最高包壳温度为920℃,低于安全限值(1260℃)约340℃,出现在喷放阶段。
|
| 关 键 词： | 中国超临界水冷堆(CSR1000) 双流程堆芯 大破口失水事故 APROS |
Large-Break Accident Analysis of Supercritical Water-Cooled Reactor CSR1000 Using APROS Code |
| |
| DANG Gao-jian
,
HUANG Dai-shun
,
LU Jian-chao
,
GAO Ying-xian
,
SHAN Jian-qiang.Large-Break Accident Analysis of Supercritical Water-Cooled Reactor CSR1000 Using APROS Code[J].Nuclear Power Engineering,2013,34(1):78-82. |
| |
| Authors: | DANG Gao-jian HUANG Dai-shun LU Jian-chao GAO Ying-xian SHAN Jian-qiang |
| |
| Affiliation: | 1.Science and Technology on Reactor System Design Technology,Nuclear Power Institute of China,Chengdu,610041,China;2.School of Nuclear Science and Technology,Xi’an Jiaotong University,Xi’an 710049,China |
| |
| Abstract: | |
| |
| Keywords: | |
| 本文献已被 CNKI 万方数据 等数据库收录！ |
|
