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《原子能科学技术》2020,(5)
破口事故是压水堆最为关注的一类重要事故,其失水量与事故后果严重程度密切相关。NHR-200Ⅱ是由清华大学核能与新能源技术研究院经过多年研究和不断改进,设计的一种全功率自然循环低温供热反应堆,其设计中采用了多种先进的非能动和固有安全设计。本研究针对NHR-200Ⅱ反应堆,选取后果最为严重的控制棒引水管断裂且无法隔离事故,利用系统热工瞬态分析程序对事故过程进行了模拟和分析。结果表明,即使在最严重的破口失水事故下,NHR-200Ⅱ主回路中剩余的冷却剂始终能覆盖反应堆堆芯,并有效通过非能动余热载出系统带走堆芯热量,从而保证反应堆堆芯不会因裸露造成烧毁,这表明NHR-200Ⅱ具有很好的安全特性。 相似文献
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《核动力工程》2016,(5):63-67
在模块化小型反应堆非能动安全系统综合模拟实验装置上进行波动管小破口尺寸失水事故实验,研究波动管小破口失水事故过程中的热工水力现象和非能动安全系统运行特性。模块化小型反应堆发生失水事故后,压力平衡管和安注管线内流体的密度差可以驱动堆芯补水箱(CMT)内的冷流体注入反应堆压力容器,压力平衡管裸露后CMT安注流量出现波动;安注箱(ACC)的安注对事故初期的堆芯冷却效果显著;经自动卸压系统卸压后,内置换料水箱(IRWST)可以对堆芯进行持续稳定的安注和冷却。研究结果表明:波动管小破口失水事故中,非能动安注系统可以对堆芯进行有效注水,并带走堆芯衰变热量。 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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AC600全压堆芯补水箱补水实验研究 总被引:2,自引:2,他引:0
全压堆芯冰箱(CMT)是AC600压水堆非能动高压安注系统的主要设备。全压堆芯补水箱补水实验主要研究中,小破口失水事故时CMT的重力排放特性,为验证安全分析计算机程序试验数据,中国核动力研究院建造了CMT补水实验装置,并在该装置上模拟反应堆主管道中,小破口失水事故动态工况,完成了CMT补水实验,本文给出了小破口失水事故工况堆芯水箱补水试验结果与分析。, 相似文献
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小型模块式反应堆ACP100采用了非能动安全和模块化设计技术,可用于地区集中供暖、海水淡化和核动力商船等多个方面。其中,非能动安全设计主要包括非能动应急堆芯冷却系统、非能动余热排出系统等非能动安全系统和自动卸压等专设措施。针对ACP100非能动安全设计技术特点,在中国核动力研究设计院非能动安全系统综合性能缩比试验装置上开展了大量失水事故系统特性试验研究,根据试验数据分析,获得了非能动安全系统在直接注入管线发生破口后系统的综合响应特性,掌握了系统间的相互影响规律,并初步评估其对堆芯的冷却效果。 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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采用RELAP5/MOD3.2系统程序建立一体化小型反应堆的事故分析模型,包括反应堆冷却剂系统(RCS)、简化的二回路系统和专设安全设施。一体化多用途的非能动小型压水反应堆(SIMPLE)热功率为660 MWt(电功率大于200 MWe)。针对SIMPLE的直接安注管线(DVI)双端断裂事故和DVI2英寸(50.8mm)小破口失水事故(SBLOCA)进行分析。计算结果表明:对于直接安注管线双端断裂事故,破口和自动降压系统(ADS)能有效地使反应堆冷却系统降压,安注箱(ACC)和安全壳内置换料水箱(IRWST)能实现堆芯补水,确保堆芯冷却;对于DVI的SBLOCA,非能动专设安全设施能有效对RCS进行冷却和降压,防止堆芯过热。 相似文献
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将非能动安全系统应用于聚变-裂变混合能源堆,使用RELAP5对混合能源堆包层、一回路系统、部分二回路系统和非能动安全系统进行建模,对主冷却剂泵卡转子事故和冷管段小破口失水事故进行瞬态计算和分析研究。计算结果显示,该非能动安全系统能够满足选取的3种反应堆事故的安全要求,验证非能动安全系统应用于聚变-裂变混合能源堆的可行性。非能动余热排出系统热交换器的面积增大后,能有效地导出包层衰变热;增大堆芯补水箱的容积对增大反应堆安全裕度有明显效果。 相似文献
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为提高低温供热堆的经济性,实现其供电、供气、海水淡化以及供暖的多用途目标,其主要热工参数须大幅提升。因此,提出一种新的低温供热堆堆型NHR-200Ⅱ,相比于NHR-200,其热工参数须大幅提升,同时又必须保持低温供热堆系统简化、固有安全性好的特性。为达到这一目标,沿用了低温供热堆一体化、全功率自然循环、自稳压以及非能动安全系统的设计特点,通过挖掘潜力、合理匹配系统参数来提高效率。对两种设计扩展工况的分析表明非能动安全系统的设计是有效的,反应堆堆芯不会发生裸露。本研究成果也可为其他小型水冷堆的设计提供借鉴。 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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本文采用Flowmaster软件,针对多用途模块式小型堆(ACP100)的非能动堆芯冷却相关系统,包括非能动堆芯冷却系统(PXS系统)、反应堆冷却剂系统(RCS系统)和自动卸压系统(RDP系统)开展联合仿真分析,建立了系统主要设备(包括堆芯补水箱、蓄压箱、内置换料水箱、RDP系统控制阀、RCS系统主回路、相连管道及其阀门等)的物理模型,分析了非能动堆芯冷却相关系统在小破口(LOCA)事故工况下堆芯安全注入的流量和压力的瞬态变化特性,以验证现有系统的设计满足安全相关的设计要求。 相似文献
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AP1000核电厂采用非能动堆芯冷却系统来缓解小破口失水事故(SBLOCA),缓解事故的理念是流动冷却。RELAP5/MOD3.3程序适用于传统核电厂SBLOCA研究,对于非能动电厂SBLOCA研究的适用性需重新研究与评估。本工作基于非能动电厂小破口失水事故的分析,结合RELAP5/MOD3.3的结构与模型,对其进行评估和改进。为验证改进后的RELAP5/MOD3.3的适用性,以AP1000小破口失水事故的验证试验台架APEX-1000为模拟对象,分析模拟DBA-02、NRC-05事故工况。分析结果表明,改进后的RELAP5/MOD3.3的计算结果与试验数据符合较好。 相似文献
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先进非能动核电厂DEDVI事故热工水力模拟分析 总被引:1,自引:0,他引:1
采用Relap5/Mod3.4程序建立了先进非能动核电厂的事故分析模型,包括反应堆冷却剂系统(RCS)、简化的二回路系统和专设安全设施。针对小破口失水事故(SBL,OCA)中的直接安注管双端断裂事故(DEDVI)进行分析,并着重对SBLOCA现象识别和排序表(PIRT)中对其影响较大的液滴夹带进行敏感性分析。分析结果表明,对直接安注管双端断裂事故,破口和自动卸压系统(ADS)能够有效地使反应堆冷却剂系统降压,堆芯补水箱(CMT)、安注箱(ACC)和安全壳内置换料水箱(IRWST)能够迅速实现堆芯补水,确保堆芯冷却。对液滴夹带的敏感性分析表明,对于位置较高的第4级ADS,喷放流量对液滴夹带模型比较敏感,使用均相流模型计算时,其液相流量显著高于非均相流模型。 相似文献
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采用RELAP5/MOD3热工水力瞬态分析程序,对4×4燃料组件考验装置(以下简称考验装置)小破口失水事故进行了分析计算,预计小破口失水事故下堆芯的热工水力行为(选取当量直径为φ4mm小破口)。分析结果表明:在发生当量直径为φ4mm的小破口失水事故下,考验装置专设安注系统能确保考验堆芯安全,且不会危及高通量反应堆。 相似文献