共查询到17条相似文献,搜索用时 62 毫秒
1.
2.
基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000系统进行了详细的建模分析,选取冷却剂泵卡轴事故、蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故和直接注射管线双端断裂事故作为典型事故,获得了典型事故工况下关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明:对于冷却剂泵卡轴事故,一回路最大压力为16.82 MPa,燃料包壳表面温度最大值为1 299K,满足验收准则的要求;对于SG传热管破裂事故,破损SG的水体积为231.54m3,小于AP1000蒸汽发生器255.563m3的总容积;对于直接注射管线双端断裂事故,AP1000的非能动堆芯冷却系统能对一回路进行冷却和降压,并防止堆芯裸露和燃料包壳过热。 相似文献
3.
4.
5.
AP1000核电厂直接注射管线双端断裂小破口失水事故计算 总被引:1,自引:0,他引:1
基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到在直接注入管线发生双端断裂事故下,系统压力、破口流量、系统水装量等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序的计算结果基本一致。分析表明:AP1000的非能动专设安全设施能有效对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了AP1000发生DVI双端断裂事故后的安全性。 相似文献
6.
堆芯补水箱(CMT)是AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统(PXS)的重要组成部分。在通常情况下,当主泵开启时,CMT即使被触发,也不能注入堆芯。然而在某些事故工况下,即使主泵开启,CMT也有可能注入,它将直接影响事故进程及分析结果。应用压水堆核电厂通用系统程序RELAP5MOD3.1对AP1000核电厂丧失主给水ATWS事故进行了计算分析,验证了美国西屋公司LOFT4AP2.0.1程序计算结果的正确性,并分析找出了CMT成功注入的根本原因。 相似文献
7.
AP1000典型事故包括失去外部电力负荷、失水事故、小破口失水事故、大破口失水事故、失水事故后的长期冷却、主蒸汽管道破裂、弹棒事故。通过对这些典型事故的分析,详细描述了事故的发生过程,讨论了事故后果及其影响。 相似文献
8.
基于RELAP5/MOD3.4分析软件建立了1 000 MW核电机组一回路模型,在发生多根蒸汽发生器传热管道双端断裂事故(SGTR)瞬态下对发生事故后30 min内无人为操作的5种不同断裂工况进行了主要参数对比分析,并且对蒸汽发生器(SG)发生满溢时间进行了敏感性分析。研究表明:传热管断裂根数不同,各参数变化趋势相似;断裂根数越多,破口初始流量越大,触发系统动作越早;破口面积、主泵运作、主给水关闭时间、辅助给水投入时间和投入量都会影响SG满溢时间。对CPR1000机组发生多根SGTR事故对比分析和事故后各设备动作对SG满溢时间影响的研究有实际设计和运行参考价值。 相似文献
9.
10.
11.
Anis Bousbia Salah Juswald Vedovi Francesco D''Auria Giorgio Galassi Kostadin Ivanov 《Progress in Nuclear Energy》2006,48(8):806-1Benchmark
Incorporation of full three-dimensional models of the reactor core into system thermal–hydraulic transient codes allows better estimation of interactions between the core behavior and plant dynamics. Considerable efforts have been made in various countries and organizations to verify and validate the capability of the so-called coupled codes technique. For these purposes appropriate Light Water Reactor (LWR) transient benchmarks based upon programmed transients performed in Nuclear Power Plants (NPP) were recently developed on a higher ‘best-estimate’ level. The reference problem considered in the current framework is a Main Coolant Pump (MCP) switching-on transient in a VVER1000 NPP. This event is characterized by a positive reactivity addition as consequence of the increase of the core flow. In the current study the coupled RELAP5/PARCS code is used to reproduce the considered test. Results of calculation were assessed against experimental data and also through the code-to-code comparison. 相似文献
12.
One of innovation design of both the AP600 and AP1000 from conventional Westinghouse PWRs is that they includes passive safety features to prevent or minimize core uncovery during small break loss of coolant accidents (SBLOCAs). This paper uses the best estimate code SCDAP/RELAP5 3.2 to build the numerical model of AP1000. Several SBLOCAs are simulated and analyzed. RELAP5 predictions are also compared to the simulation results of NOTRUMP code. The comparison shows good agreement. The sensitivity analysis of liquid entrainment model of RELAP5 on the pressure-balance-line (PBL), which connecting core makeup tank (CMT) and cold leg in AP1000 is done. Comparisons of the system pressure decreasing, the level of CMT, and actuation time of ADS all indicate that the existing horizontal stratification entrainment model of RELAP5 is very sensitive and important to the short-term of LOCA, and has significant impact on the entire SBLOCA process. 相似文献
13.
基于实验给出的溶液堆的气泡模型和温度模型,分别用点堆动力学和三维中子输运理论对溶液堆的瞬态进行了模拟和分析。利用研制的程序,对溶液堆不同工况、引入不同反应性的情况进行了模拟,得到了溶液堆可稳定的功率水平和事故情况下的功率波动。数值计算结果表明,基于点堆动力学和反应性反馈机制建立的模型,计算速度快,适合对溶液堆进行在线模拟和快速分析;而基于三维中子输运理论建立的模型,采用改进的准静态方法进行求解,计算精度较高,计算速度可接受,可用来对溶液堆进行精确的安全分析。 相似文献
14.
15.
16.
通过梳理AP1000失去二次侧给水的事故进程,分析事故演变的机理,与M310机组的安注保护信号触发的自动保护动作进行对比,指出事故过程中存在一回路两分现象及原因;对事故规程在应对压力容器冷超压及随后出现的稳压器满溢时存在的问题进行了分析;最后结合事故机理给出事故控制的优化方向。 相似文献