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小破口失水事故研究综述 总被引:2,自引:0,他引:2
对小破口失水事故(SBLOCA)及其研究状况进行了综述。描述了典型的压水堆和沸水堆小破口失水事故过程和破口位置、破口尺寸及反应堆冷却泵对失水过程的影响,对现有文献按实验和数值模拟两大类进行了归纳,给出了目前世界上用于小破口失水事故研究的主要设备,对小破口失水事故的研究进行了总结。 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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BINELOCA程序是在吸收国外先进大破口失水事故分析计算机程序的基础上,针对我国现有大破口失水事故分析程序的不足和工程应用方面的问题,采用了一些成熟的、新型的和当今国际公认的瞬态热工水力数学物理模型以及水和蒸汽性质参数计算公式改编而成的大破口失水事故分析程序。通过对广东岭澳核电站大破口失水事故的计算表明,BINELOCA程序计算的结果与法国计算的结果是一致的。 相似文献
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PWR冷管段1%小破口失水事故实验研究 总被引:1,自引:1,他引:0
在高压综合实验装置(HPITF)上进行核电厂反应堆一次系统冷管段小破口失水事故(SBLOCA)模拟实验,破口方向为冷管段底部,破口面积为1%(NSB-7工况)实验再现了核电厂发生小破口失水事故时的热工水力学现象,实验结果与RELAP5/MOD2分析程序的计算结果上比较,验证了该程序对小破口失水事故的分析能力。 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
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建立了小破口失水事故下热工水力分析与放射性源项计算耦合模型,利用研发的反应堆源项放射性计算软件(Nuclear source radioactive compute,NSRC),分别就不同破口尺寸的堆舱放射性泄漏进行了分析和研究,进一步研究了小破口失水事故,冷端安注和热端安注对堆舱放射性影响。结果表明:破口尺寸大小、安全注射位置及破口隔离时间直接影响堆舱放射性泄漏大小。本工作的分析结果为小型船用堆在小破口设计基准事故下,放射性污染后果分析及事故处置提供了依据。 相似文献
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上空腔小破口失水事故模拟实验 总被引:4,自引:3,他引:1
文中给出了位于上空腔的中小尺寸接管破裂或安全阀意外开启引起的小破口失水事故的模拟实验研究情况。在实验中研究了系统压力,温度、空泡份额的变化和总失水量。总失水量约为初始装水量的20%。 相似文献
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ACR-700核电厂小破口失水事故分析 总被引:1,自引:0,他引:1
针对加拿大AECL最新推出的ACR-700先进重水堆核电厂设计,建立CATHENA MOD3.5d重水堆热工水力系统分析程序的分析模型,并用该程序进行小破口失水事故下热传输系统和反应堆热工水力瞬态特性分析.主要分析重水堆核电厂对应反应堆入口集管、热传输泵吸入段及反应堆出口集管3种不同破口位置的典型的最不利事故工况,确定了导致最不利事故后果的破口面积,并给出主要的计算分析结果. 相似文献
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大破口失水事故的DRM分析方法介绍 总被引:2,自引:1,他引:1
从大破口失水事故分析方法的发展过程,阐述了法国大破口失水事故分析方法DRM。该分析方法是核电厂安全评价的有效工具,可以为核电厂的燃料管理优化及提高经济效益发挥重要的作用。该方法已在大亚湾核电站18个月换料项目的提高堆芯功率因子的分析论证中应用。 相似文献
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为研究一体化布置的核供热堆在发生破口失水事故中破口大小和从中间回路排出热量减少对断流过程的影响,选用不同的破口尺寸和不同的二回路工作状态,在5MW核供热堆热工水力模拟回路HRTL-5上进行了实验研究。稳态运行工况的系统压力为1.5MPa,在发生小破口失水事故后,加热功率维持为额定功率的5%以模拟剩余发热情况。实验研究并比较了不同条件下压力、温度、循环流量、液位和失水量等重要参数的变化。这些实验数据为核供热堆的安全分析提供了实验依据。 相似文献
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介绍了以CATHARE和SAHASB计算机程序为基础的中小破口失水事故现实估算方法。在大亚湾18个月换料项目中,为了定义失水事故(LOCA)包络线和检查安全裕量,运用此方法进行了计算分析。结果表明,大亚湾核电站采用18个月换料之后,在中小破口失水事故时仍有较大安全裕量。 相似文献