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超临界水冷堆CSR1000大破口失水事故分析 总被引:2,自引:0,他引:2
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。 相似文献
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AP1000主回路系统热工水力瞬态计算程序RETAC的开发 总被引:2,自引:2,他引:0
针对先进压水堆AP1000的具体结构和运行特点,采用FORTRAN程序设计语言,自主开发了用于AP1000主回路系统热工水力瞬态计算的微机型程序RETAC(REactorTransientAnalysisCode)。利用程序对AP1000失流事故进行分析,得到了堆芯燃料中心最高温度、最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)、稳压器压力、水位及蒸汽发生器二次侧压力、水位等主要系统参数的瞬态特性。分析结果表明,在失流事故初期阶段,堆芯热通道燃料中心最高温度和MDNBR不超出规定限值,满足安全准则要求。RETAC完全采用模块化编程,便于移植和二次开发,可为后续开发自主知识产权的大功率压水堆安全分析程序提供借鉴。 相似文献
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AP1000全失流事故DNBR计算分析 总被引:1,自引:1,他引:0
AP1000反应堆冷却剂强迫流动全部丧失事故(简称全失流事故)可能导致堆芯发生偏离泡核沸腾(DNB)。使用美国核安全管制委员会(NRC)的TRACE程序和法国子通道分析程序FLICAⅢ-F,对AP1000电厂系统和堆芯进行建模,使用TRACE程序给出的全失流事故瞬态参数作为FLICAⅢ-F程序的输入条件,进行全失流事故DNB分析。计算结果表明:在瞬态过程中,堆芯内偏离泡核沸腾比(DNBR)数值始终高于安全分析限值,满足DNB设计基准。通过与安全分析报告中的计算数据进行对比,证明本文用TRACE和FLICAⅢ-F程序建立的DNB分析计算模型是合理的,能够用于AP1000电厂的工程设计。 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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为研究热管冷却双模式空间堆(HP-BSNR)概念设计的可行性和推进模式下堆芯瞬态安全特性,本文基于堆芯结构和稳态程序计算的初始参数分布,建立了堆芯数学物理模型,并开发了适用于HP-BSNR的瞬态安全分析程序TTHA_HPBSNR,计算了HP-BSNR在推进模式下反应性引入和堆芯失流等不同瞬态事故工况下的安全特性,同时分析了反应堆关键参数对HP-BSNR堆芯瞬态安全特性的影响。结果表明,由于堆芯固有负反馈机制的作用,发生反应性引入事故时,堆芯功率最终达到一新的稳定值,且燃料最高温度并未超出安全限值。而发生失流事故时,反应堆能实现自动停堆,且负反馈系数的大小决定了自动停堆的响应时间。相较于反应性引入事故,失流事故对HP-BSNR的安全运行威胁更大。 相似文献
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针对AP1000的具体结构和运行特点,采用FORTRAN程序设计语言,开发了AP1000瞬态热工水力计算程序RETAC。利用RETAC对AP1000自动降压系统(ADS)误开启事故进行仿真分析,得到稳压器压力、堆芯归一化热功率、堆芯归一化流量、堆芯平均温度、燃料中心最高温度和最小偏离核态沸腾比(MDNBR)等主要系统参数的响应特性。分析结果表明,在稳压器低压停堆保护的作用下,燃料中心最高温度和MDNBR未超出规定限值,满足安全准则要求。并将计算结果与美国西屋公司AP1000分析软件LOFTRAN的计算结果进行对比,对比趋势符合良好,证明了RETAC建模和自动降压系统临界流模型计算的合理性。 相似文献
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