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根据一体化压水堆额定状态下的运行参数对其非能动余热排出系统进行设计计算,运用RELAP5/MOD3.4程序对该系统的运行特性及影响因素进行仿真计算和分析,通过分析不同换热器设计参数下系统的运行特性,对系统进行优化。计算结果表明:余热换热器换热面积越大、冷热芯位差越大,于自然循环的建立有利,但同时二回路压力峰值也越大。通过合理延长主蒸汽阀门关闭的延迟时间和在余热换热器上设置并联补水箱,可在不影响自然循环能力的前提下解决压力峰值过大的问题,从而优化了余热排出系统的设计。采用以上两种措施可使非能动余热排出系统在满足结构和安全的前提下具有较大的余热排出能力。 相似文献
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由于结构紧凑和采用模块化及非能动安全技术,一体化压水堆(IPWRs)特别适合于舰船核动力装置的应用。本文研究对象为基于固有安全一体化动力堆UZrHx和俄罗斯一体化压水堆ABV-6M的运行特点而概念设计的一体化压水堆。堆芯采用弧形板状燃料元件,直流蒸汽发生器形式为套管式,利用3个回路的自然循环排出堆芯余热的非能动余热排出系统以及一套能动的停堆冷却系统。运用RE-LAP5/MOD3.4程序对该反应堆在全船断电事故工况下反应堆停堆,非能动余热排出系统和能动停堆冷却系统分别投入运行进行仿真计算,分析其热工水力动态特性,保证堆芯安全。 相似文献
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以中国改进型压水堆核电站CPR1000为研究对象,在其蒸汽发生器二次侧设计了一套非能动余热排出系统(PRHRS),该系统采用在蒸汽发生器二次侧建立自然循环的方式间接带走堆芯余热,确保事故条件下堆芯安全。用RELAP5/MOD3.2程序对系统进行了合理的简化并建模,在全场断电(SBO)事故条件下模拟了PRHRS的瞬态响应过程,并对高位水箱的容积、PRHRS换热器的换热面积、冷热中心高度差以及PRHRS的投入时间等影响PRHRS工作特性的相关参数进行了敏感性分析。计算结果表明:增加高位水箱的容积和增大换热面积均有助于二次侧余热排出系统带走一回路的堆芯余热;降低冷热中心高度差对PRHRS的自然循环能力影响不大;余热排出系统投入时间越早,蒸汽发生器二次侧水位越高,越有利于一次侧余热的排出。 相似文献
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非能动余热排出系统数学模型研究与运行特性分析 总被引:2,自引:0,他引:2
利用某型核动力装置非能动余热排出系统1:10原理性试验的8个稳态工况、6个启动工况的试验数据,验证RELAP5/MOD3.2程序对本类型非能动余热排出系统的适用性。结果表明:垂直管内蒸汽凝结换热系数对两相流自然循环的流动与传热影响大;RELAP5/MOD3.2程序过低估算了垂直管内蒸汽流速对蒸汽凝结换热系数的影响,计算结果与试验结果偏差大。对RELAP5/MOD3.2程序垂直管内的蒸汽凝结换热模型进行修正,修正后的计算结果与试验值基本吻合;采用RELAP5程序对垂直管内两相流自然循环传热进行计算,须选择热前沿跟踪模型。对非能动余热排出系统的稳态与瞬态运行特性进行分析,理论计算与试验结果均表明:稳态工况下,系统可以实现稳定的两相流自然循环,系统排热能力受蒸汽发生器水位的影响大,冷却水入口温度与系统压力的影响相对较小;系统的启动特性良好,可快速地建立环路的自然循环,带走反应堆的衰变热。 相似文献
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提出了一种新型非能动余热排出系统(PRHRS)设计方案,该方案以高位水箱为最终热阱,采用在蒸汽发生器二次侧建立自然循环的方式间接地带走堆芯余热。以大亚湾核电站主冷却剂系统为载体,用RELAP5/MOD3.2程序分析了全厂断电事故下,PRHRS的运行特性。结果表明:事故发生后,余热排出系统内可较快地建立起循环流动,带走蒸汽发生器二次侧热量,在一段时间内保证反应堆安全,证明系统设计合理、有效。并分析了换热器布置高度、系统投入时间及换热面积对余热排出系统运行特性的影响。 相似文献
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以中国改进型压水堆核电站CPR1000为研究对象,在其蒸汽发生器(SG)二次侧设计了1套非能动排热系统。为验证该系统在主给水管道破裂(MFLB)事故下的热量排出能力,采用RELAP5/MOD3.2程序对系统进行合理的简化并建模。结果表明:MFLB事故发生后,系统内可迅速建立起自然循环流动;该系统的及时投入可使一回路温度和压力的上升得到有效缓解,在隔离受影响的SG之前,一回路未出现整体沸腾,稳压器未满溢,保证了堆芯和一回路冷却剂系统的完整性。 相似文献
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采用非能动余热排出系统实验数据对RELAP5程序的评价 总被引:2,自引:1,他引:1
利用非能动余热排出系统1∶10原理性实验台架的稳态实验与启动实验数据,对RELAP5/MOD3.2程序进行评估。结果表明:对于本原理性实验系统,RELAP5/MOD3.2程序过低估算了蒸汽流速对蒸汽凝结换热系数的影响,因而,程序中垂直管内的蒸汽凝结换热系数偏小,计算结果与实验结果偏差大。对RELAP5/MOD3.2程序垂直管内蒸汽凝结换热模型进行了修正,修正后的计算结果与实验值基本吻合。评价结果表明:采用RELAP5/MOD3.2程序对该类型的非能动余热排出系统进行计算,需对程序中垂直管内的蒸汽凝结换热模型进行修正。 相似文献
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全厂断电事故下AP1000非能动余热排出系统分析 总被引:6,自引:5,他引:1
利用RELAP5/MOD3.3程序对AP1000反应堆一回路及非能动系统进行建模计算,给出了AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)在全厂断电事故下的瞬态响应特性。计算结果表明:情况1,PHRH系统由蒸汽发生器低水位与低启动给水流量符合信号启动,稳压器安全阀的开启导致PRHRS发生倒流现象,并会引起堆芯冷却剂过热沸腾、压力容器进出口温差过大等后果;情况2,由断电信号直接触发PRHRS,触发前安全阀不开启,此时PRHRS正常运行。 相似文献
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百万千瓦级压水堆核电厂二次侧非能动余热排出系统启动响应研究 总被引:1,自引:1,他引:0
为进一步理解适用于国内二代加百万千瓦级压水堆核电厂的二次侧非能动余热排出(SPRHR)系统的启动特性,采用RELAP5程序对SPRHR系统进行建模,针对SPRHR系统在启动过程中的响应以及可能发生的汽锤现象进行了研究。结果显示,在合适的时间步长和空间步长下RELAP5程序的计算结果反映出汽锤现象,在不同的启动策略下SPRHR系统响应存在明显差异。分析表明,选择恰当的启动方式和启动速度可有效弱化甚至消除系统启动时的汽锤冲击,提高系统启动稳定性。 相似文献