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先进压水堆的一个显著特点是非能动系统的高可靠性,评价这些系统的运行特性以及系统分析程序(如RELAP5等)的计算能力是非常重要的,中国核动力研究设计院设计建造了原理性的非能动堆芯应急冷却系统实验装置,并完成了相关实验研究,取得一批有价值的数据,本文用RELAP5/MOD3.2程序对实验过程进行了模拟分析。通过计算结果与实验结果的比较,初步评价了RELAP5/MOD3.2程序的计算能力。 相似文献
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非能动堆芯冷却系统LOCA下冷却能力分析 总被引:1,自引:0,他引:1
本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯冷却系统(PXS)中非能动余热排出系统(PRHRS)、堆芯补水箱(CMT)、安注箱(ACC)、自动卸压系统(ADS)和安全壳内置换料水箱(IRWST)等关键系统的堆芯注水能力和冷却效果。研究表明,虽然破口尺寸、破口位置会影响事故进程发展,但所有事故过程中燃料包壳表面峰值温度不超过1 477 K,且反应堆堆芯处于有效淹没状态。PXS能有效排出堆芯衰变热,将反应堆引导到安全停堆状态,防止事故向严重事故发展。 相似文献
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秦山核电二期工程为两环路600MW,不同于国内已有的秦山核电一期工程(自主设计的两环路300MW)和广东大亚湾核电站(法国引进的三环路900MW),没有现成的经验可以借鉴;为了使秦山二期的设计达到国际先进水平,参照从法国引进的广东大亚湾核电站的设计,利用从法国引进的分析方法,结合秦山二期核电站的特点,对秦山二期安全注入系统、辅助给水系统和安全壳喷淋系统进行了论证,为系统设计和设备采购提供了重要的依据. 相似文献
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AC600非能动安全壳冷却系统冷凝传热系数评价 总被引:1,自引:0,他引:1
用AC600非能动安全壳冷却系统三维热工水力分析程序PCCSAC-MD,对几种常用的冷凝传热系数结构关系式进行了比较。这些结构关系式包括Uchida关系式,Gido-Koestl关系式,Tagami关系式和基于传热传质相似原理的关系式。 相似文献
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对于AP型核电站小破口失水事故(SBLOCA)试验进程,国内外有较为一致的认识,但对于相同尺寸破口在不同破口位置对试验进程、非能动堆芯冷却系统的影响仍需进一步研究。本文利用大型非能动堆芯冷却整体试验台架ACME开展了非能动余热排出系统(PRHRS)隔离阀前后破口事故试验工况研究,并以堆芯补水箱(CMT)侧冷管底部破口事故工况作为对比工况。试验结果表明:ACME开展的PRHRS隔离阀前后破口事故模拟工况事故进程符合典型SBLOCA进程,堆芯始终处在良好的冷却状态,非能动堆芯冷却系统的安全性得到有效验证;相同破口尺寸工况下,不同破口位置对事故进程有一定的影响,其中破口位置对CMT液位、安注流量的影响较为关键。对比工况中,PRHRS设备换热量也有较大不同,冷管破口和隔离阀后破口工况较隔离阀前破口工况换热量更大,但PRHRS换热管内部流动换热机理需进一步研究。 相似文献
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AC600非能动安全壳冷却系统长期效应分析 总被引:1,自引:0,他引:1
利用自主开发的用于先进压水堆AC600非能动安全壳冷却系统的专用三维热工水力分析程序PCCSAC-3D,对AC600安全壳在大破口失水事故情况下进行了长期效应分析,该程序把钢安全壳内部的工质分为水蒸汽,不可凝干空气,连续相水和非连续相水,对气相引入k-ε湍流计算模型并考虑由于气体浓度差引起的扩散效应。PCCSAC-3D程序充分考虑了各种空间非均匀的物理因素的影响,能够较精细描述在发生核电厂设计基准情况下出现与安全壳非能动冷却系统有关的各种物理现象,本文对安全壳进行长期效应的分析结果表明,AC600非能动安全壳冷却系统能够保证安全壳的完整性。 相似文献
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For the test process of small break loss of coolant accident (SBLOCA) of AP type nuclear power plant, there is a more consistent understanding at home and abroad. However, the influence of the same size of the break on the test process and passive core cooling system in different locations still needs further study. In this paper, a large passive core cooling integrated test facility ACME was used to study the break accident test conditions of passive residual heat removal system (PRHRS) before and behind the isolation valve, and the bottom break test of the cold pipe of core makeup tank (CMT) was used as the contrast condition. The test results show that the accident process of PRHRS before and behind the isolation valve is in accordance with the process of SBLOCA, the core is always in a good cooling statement and the safety of passive core cooling system is effectively verified. There is a certain impact on the accident process for the same break size and different break locations, and the location of the break has a key impact on the CMT level and safety injection flow. In contrast, the heat transfer of PRHRS equipment is also quite different. The heat transfer of cold pipe break and break behind the isolation valve is greater than break before the isolation valve, however, the flow and heat transfer mechanism of PRHRS heat exchange tube needs further study. 相似文献