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为研究AP型非能动核电厂全厂断电事故下的运行特性,利用大型非能动堆芯冷却系统整体试验(ACME)台架开展了试验研究,分析了主要的试验进程和关键参数的变化特点。研究结果表明:ACME台架全厂断电试验的事故序列及试验现象与已有分析一致,符合预期,试验再现了AP型非能动核电厂全厂断电的事故进程;在整个事故过程中,稳压器水位升高,但未发生满溢,非能动余热排出(PRHR)系统换热功率可与衰变功率达到平衡,堆芯余热可有效载出;堆芯补水箱(CMT)和安全壳内置换料水箱(IRWST)初始条件对非能动余热排出阶段的事故进程具有重要影响,在1列CMT投入失效或IRWST异常等不利初始条件下,模化后的非能动堆芯冷却系统(PXS)仍可满足事故验收准则。 相似文献
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为确定整体效应试验模拟中的重要热工水力现象,本文以AP1000为例,对AP系列非能动核电厂全厂断电工况下的事故现象进行了识别和排序。通过分析非能动全厂断电的事故进程划分了事故阶段,并基于核电厂设计进行了系统分解;通过对法规进行技术分析,获得了非能动核电厂全厂断电事故的安全要求和评判指标;通过对主回路冷却剂系统(RCS)、非能动堆芯冷却系统(PXS)内热工水力现象的识别和重要度判断,得到了非能动核电厂全厂断电事故现象识别与排序表。研究结果表明:非能动核电厂全厂断电事故可分为主回路自然循环、非能动堆芯冷却系统自然循环和长期冷却三个阶段;主冷却剂系统的水体积,尤其是稳压器内的水体积是全厂断电事故中应关注的核心评判指标;在系统部件内识别出的热工水力现象,按其对评估指标的影响程度,可进行现象重要度排序。 相似文献
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《核技术》2018,(11)
为识别全厂断电事故下非能动核电厂的主要热工水力现象,对AP1000核电厂全厂断电工况下的事故序列和自然循环现象进行了研究。通过建立AP1000的节点模型,进行了全厂断电事故序列的模拟,并划分了事故阶段,分析了非能动堆芯冷却系统中堆芯补水箱(Core Makeup Tank, CMT)投入失效和安全壳内置换料水箱(In-containment refueling water storage tank, IRWST)参数异常对事故自然循环过程的影响,研究结果表明:全厂断电事故下,非能动核电厂的堆芯衰变热由多个单相自然循环过程导出,其中堆芯与非能动余热排出热交换器(Passive Residual Heat Removal Heat Exchanger, PRHR HX)之间的自然循环对堆芯衰变热的导出具有显著影响。根据热阱的不同和系统参数变化的特点,事故序列可划分为主回路自然循环、非能动堆芯冷却系统(Passive Core Cooling System, PXS)自然循环和长期冷却三个阶段;CMT投入、IRWST水箱参数对PXS自然循环过程存在重要影响。 相似文献
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AP1000主给水管道断裂事故中PRHR系统冷却能力分析 总被引:2,自引:2,他引:0
使用机理性分析程序建立包括主冷却剂系统、专设安全设施及相关二回路管道的AP1000核电厂模型,对AP1000核电厂主给水管道断裂事故进程进行计算分析。着重分析了非能动余热排出(PRHR)系统在主给水管道断裂事故工况中的瞬态响应、热工水力行为及其冷却能力,并针对PRHR系统流道阻力特性的不确定性对冷却能力的影响进行分析。分析结果表明,在主给水管道断裂事故中,PRHR系统的热移出功率最终能够与堆芯的衰变功率相匹配,有能力带走衰变热,保证一回路系统最终处于安全停堆状态,不发生堆芯损伤,当PRHR系统阻力系数增加时,PRHR系统的流量和换热功率会降低,对PRHR系统冷却能力造成影响。 相似文献
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为研究先进非能动(AP)型核电厂在非能动系统失效条件下的安全性能,利用我国先进堆芯冷却机理整体试验台架(ACME)开展了非能动余热排出(PRHR)管线破口失水试验研究,分析了主要的试验进程和破口位置对事故过程各阶段关键参数的影响。结果表明,ACME PRHR管线破口试验进程与冷管段小破口失水事故(SBLOCA)进程基本一致,再现了非能动核电厂自然循环阶段、自动卸压系统(ADS)喷放阶段和安全壳内置换料水箱(IRWST)安注阶段的安全特性;在不同破口位置的试验中,非能动堆芯冷却系统(PXS)均可保证堆芯得到补水,堆芯活性区始终处于混合液位以下;破口位置对ACME LOCA事故进程、反应堆冷却剂系统(RCS)初期降压速率、PRHR热交换器(HX)流量、喷放流量、堆芯液位、IRWST安注流量等参数具有显著影响,对堆芯补水箱(CMT)和蓄压安注箱(ACC)安注流量的影响较小。 相似文献
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本文以失去交流电源事故作为计算条件,对AP1000核电厂堆芯节块模型的敏感性进行了研究.利用现有AP1000核电厂的资料建立了堆芯节块划分模型并修改了堆芯节块划分,经计算并与安全分析报告进行对比,验证了推芯节块划分模型的正确性.在获得验证的模型的基础上,通过修改堆芯节块划分,进行了模型敏感性分析.分析结果表明:堆芯节块数目的变化对事故计算的结果有较大影响,随着堆芯节块数目的减少,核电厂反应堆冷却剂系统(Reactor Cooling System,以下简称RCS)系统压力的下降速度降低;温度升高;堆芯补水箱(Core Makeup Tank,以下简称CMT)系统投入时间延迟非能动余热排出系统(Passive Residual Heat Removal,以下简称PRHR)提前工作;CMT和PRHR的最大流量显著增加. 相似文献