共查询到17条相似文献,搜索用时 125 毫秒
1.
2.
压力容器外部冷却非加热实验研究 总被引:2,自引:1,他引:1
压力容器外部冷却(ERVC)作为一项重要的严重事故缓解策略,可以将事故进程终结在压力容器内,实现熔融物堆内滞留(IVR)。但在核电厂应用ERVC策略之前,需要对其流动和传热过程进行实验研究。本实验采用1∶1模拟循环高度的切片实验装置模拟中国改进型三环路压水堆(CPR1000)压力容器外部冷却两相自然循环过程,研究其外部冷却流道结构及尺寸对外部冷却流动的影响。实验结果表明:进出口面积、贯穿件及保温层结构等对外部流动存在着不同程度的影响,其中进出口面积对循环流量的影响是主要的,但贯穿件对传热现象的影响需要进一步的分析和验证。试验中注气流量与回路循环流量的最大测量误差分别为12.9%和3.4%。 相似文献
3.
非能动安全系统可靠性的分析是广泛采用非能动设计的新一代核电厂概率安全评价(PSA)的重要内容,其量化分析需根据非能动安全系统可靠性评估对象,确定影响系统运行的关键参数,结合事件序列对非能动系统进行研究。本文以AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)设计阶段的可靠性研究为例,结合丧失主给水事故,根据燃料包壳完整性以及系统稳定性的功能准则,确定影响PRHRS的关键参数和设计参数。采用拉丁超立方抽样(LHS)确定输入参数组合,运用RELAP5/MOD3程序进行不确定性传递计算,进行关键参数对系统功能敏感性评价与确认,进行系统功能可靠性分析,为AP1000概率安全评价提供PRHRS可靠性估计。 相似文献
4.
5.
6.
介绍了中国改进型压水堆1000MW核电站(CPR1000)设计瞬态计算中的RETRAN程序建模方法.首先对核岛主设备几何参数进行计算;然后按照应力计算的要求,对CPR1000主设备进行了详细地模拟,建立了大量的控制容积和导热构件.分别进行了稳态调试以及事故瞬态计算,并与珐玛通公司的计算结果进行了比较.结果表明,RETRAN程序模型基本满足设计瞬态分析和设备应力分析边界条件的模拟要求. 相似文献
7.
本文介绍了CPR1000和AP1000反应堆控制棒位指示和监测系统的组成、功能及探测原理,并对两者的特点进行了初步对比和分析.分析结果表明,AP1000的棒位指示和监测系统与CPR1000的运行模式和功能类似,由于AP1000的棒位指示和监测系统引入了冗余设计、数据通讯技术等设计理念,提高了可靠性,显著减少了安全壳电气贯穿件数量,具有优于CPR1000的独特性. 相似文献
8.
由于核电厂安全水平要求的逐渐提高,越来越多的非能动系统被用于先进反应堆堆型中,但对这些非能动系统可靠性评价的工作还处于初级阶段。本文根据非能动系统可靠性评价流程,通过RELAP5热工水力学程序模拟非能动系统物理过程,对AP1000反应堆压力容器外部冷却(ERVC)系统进行了可靠性评价。通过计算得到了压力容器下封头温度等参数的累积密度分布曲线,根据不同的成功准则即可获得AP1000 ERVC系统的可靠性。该非能动系统可靠性评价结果可用于核电厂PSA模型中,以更好地指导核电厂设计及提高核电厂的安全性。 相似文献
9.
10.
11.
12.
13.
通过反应堆压力容器外部冷却(ERVC)实现熔融物堆内滞留(IVR)技术是核电厂严重事故缓解的重要措施之一。在本文的研究中,建立了二维切片式、全尺寸的试验台架FIRM,开展严重事故条件下反应堆压力容器ERVC-临界热流密度(CHF)试验研究。试验采用去离子水作为试验工质,获得了反应堆压力容器下封头ERVC过程的CHF限值。研究了真实表面材料对CHF的影响及其影响机理,讨论了在去离子水下表面材料SA508 Gr3. Cl.1钢的老化效应。本试验研究对于认识反应堆压力容器IVR-ERVC条件下的CHF行为、提高反应堆压力容器安全性有重要意义。 相似文献
14.
本文所计算的核反应堆压力容器是保证核安全的一道重要屏障,因此,要参照相应的规范和标准对其进行强度方面的分析和校核.通过有限元软件ANSYS建立压力容器的三维模型,计算压力容器在设计工况以及试验工况下,在压力、温度、堆内构件重力和接管载荷等各种载荷作用下的应力强度,并严格参照规范标准RCC-M B篇规定的各种工况下的应力准则,对压力容器进行强度评定.评定的结果表明,压力容器在计算的几类工况下,均符合规范标准RCC-M的强度要求.本工作的计算和分析也为我国核工业未来的设备设计制造走上国产化、标准化奠定了一定的基础. 相似文献
15.
《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(2):286-294
One of the safety aspects of innovative reactor concepts is the integration of steam generators (SGs) into the reactor vessel in the case of the pressurized water reactor (PWR). All of the reactor system components including the pressurizer are within the reactor vessel in the SG integrated PWR. The simple heat transfer code was developed for the parametric study of the integrated SG. The code was compared to the once-through 19-tube SG experiment and the good agreement between the experimental results and the code predictions was obtained. The assessed code was used for the parametric study of the integrated once-through 16 m-straight-tube SG installed in the annular downcomer. The proposed integrated SG as a first attempt has approximately the same tube size and pitch as the present PWR and the SG primary and secondary sides in the present PWR is inverted in the integrated PWR. Based on the study, the reactor vessel size of the SG integrated PWR was calculated. 相似文献
16.
熔融物堆内滞留条件下压力容器变形 总被引:2,自引:0,他引:2
熔融物堆内滞留(In-Vessel Retention,IVR)已经成为第三代反应堆一项关键的严重事故缓解策略,而压力容器外部冷却(External Reactor Vessel Cooling,ERVC)技术则是保证IVR得以成功实施的关键。当发生堆芯熔化时,高温熔融物对压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)下封头的热冲击会导致RPV壁面和由其构成的外部冷却通道的形状发生变化,使局部传热恶化,进而造成IVR的失效。因此,有必要对IVR条件下RPV壁面的变形进行研究。本文利用有限元软件ANSYS对RPV进行了几何建模、温度场分析和力学场分析。结果表明,在RPV外部实现冷却、内部实现泄压的前提下,壁面变形为13.85-18.75 mm。在1 MPa内压的作用下,高温蠕变会使壁面变形随时间增大,但其增量有限。热膨胀是造成壁面变形的主要因素。 相似文献
17.
J. Yang M.B. Dizon F.B. Cheung J.L. Rempe K.Y. Suh S.B. Kim 《Nuclear Engineering and Design》2006,236(10):1089-1098
In-vessel retention (IVR) is a key severe accident management (SAM) strategy that has been adopted by some operating nuclear power plants and proposed for some advanced light water reactors (ALWRs). One viable means for IVR is the method of external reactor vessel cooling (ERVC) by flooding the reactor cavity during a severe accident. As part of a joint Korean–United States International Nuclear Energy Research Initiative (K-INERI), an experimental study has been conducted to investigate the viability of using an appropriate vessel coating to enhance the critical heat flux (CHF) limits during ERVC. Toward this end, transient quenching and steady-state boiling experiments were performed in the subscale boundary layer boiling (SBLB) facility at the Pennsylvania State University using test vessels with micro-porous aluminum coatings. Local boiling curves and CHF limits were obtained in these experiments. When compared to the corresponding data without coatings, substantial enhancement in the local CHF limits for the case with surface coatings was observed. Results of the steady-state boiling experiments showed that micro-porous aluminum coatings were very durable. Even after many cycles of steady-state boiling, the vessel coatings remained rather intact, with no apparent changes in color or structure. Moreover, the heat transfer performance of the coatings was found to be highly desirable with an appreciable CHF enhancement in all locations on the vessel outer surface but with very little effect of aging. 相似文献