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在反应堆系统中,当反应堆处于异常工况时,如果运行参数超出保护限值,则由保护系统触发相关保护动作,以保证反应堆的状态符合事故验收准则的要求。本文将通过Simulink建立钠冷快堆主要系统模型,在发生反应性意外引入事故时,借鉴快堆事故分析中预期瞬态无停堆保护(ATWS)的分析方法,基于相应保护参数的测量误差和数据处理过程对反应堆一回路的保护参数及其整定值进行研究,并确保钠冷快堆的状态在整个反应性引入事故过程中符合钠冷快堆的事故验收准则。仿真结果表明,当发生补偿棒失控提升5 s和10 s时,目前的堆芯出口钠温、功率、功率流量比等保护参数的整定值、信号测量延迟及落棒时间可取其他值。当补偿棒失控提升15 s时,只要保证保护参数整定值、相应参数的信号测量延迟及落棒时间能使反应堆在36.45 s前进入深度次临界都是可以的。 相似文献
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冷却剂流量降低停堆保护系统整定值分析 总被引:1,自引:0,他引:1
在确保反应堆安全的基础上 ,尽量扩大电厂的运行区域是反应堆停堆保护系统设计以及整定值确定的原则。本文通过对电网运行要求的分析 ,得到了恰希玛核电厂主泵低转速和一回路低流量停堆整定值 ,随后的安全验证表明了其对冷却剂流量降低事故保护的有效性 相似文献
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为保证和增强池式快堆的安全性,通过对比分析现有的非能动停堆装置,基于将某些合金在特定温度下拉伸强度发生突变的特性作为钠冷快堆非能动停堆的触发条件,提出了一种钠冷快堆熔断式非能动停堆系统的设计概念,能在发生无保护超功率事故或无保护失流事故的情况下引入负反应性。针对中国实验快堆(CEFR)的设计完成了熔断式非能动停堆系统的方案设计论证,并利用分析程序DYN4G对这一非能动停堆系统在CEFR无保护事故下的响应情况进行了模拟计算,由此得到了其组件设计的关键参数。分析结果表明,通过合理设计,在发生无保护事故时,熔断式非能动停堆系统能有效降低事故情况下的堆芯燃料组件及冷却剂的温度,进一步提高了钠冷快堆应对严重事故的能力。 相似文献
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为解决钠冷快堆非能动停堆机构动导管和其内外两侧的液态钠构成的共轭换热问题,采用Trelis前处理软件生成全域高质量六面体网格,基于开源CFD软件OpenFOAM中的chtMultiRegionSimpleFoam求解器,得到对动导管数值分析的温度分布结果。计算结果表明,动导管内壁面周向0.07 m范围内温差为97 ℃,动导管轴向0.17 m高度范围内的温差为80 ℃。在这样窄的范围内该温差将会产生较大的热应力,数值分析结果将为动导管力学设计提供重要的输入条件。 相似文献
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池式钠冷快堆中的二回路钠比活度影响二回路钠工艺间中的辐射剂量及分区、二次钠泄漏事故的环境影响和运行维修期间工作人员接受的辐射剂量。二回路钠比活度水平是由堆本体屏蔽决定的。本文以中国实验快堆(CEFR)为研究对象,通过研究它们之间的关系,找到设计池式钠冷快堆时确定二回路比活度设计值的方法。研究表明,二回路工艺间中冷阱间的剂量当量率决定了二回路钠比活度值的上限;而从堆容器材料损伤和二次钠事故后果等方面限制推算出的比活度限值远高于上限值,可以据此规律来确定中国示范快堆的二回路比活度设计值,并通过堆本体的屏蔽达到此设计值。 相似文献
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根据机组实际控制中的运行经验和模拟机教学经验,对压水堆核电机组满功率运行时,一旦由于故障,发生停机不停堆后,可能发生的现象和风险进行分析并提出相应的控制措施。 相似文献
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研究了次量锕系核素(MA)在钠冷氧化物燃料快堆中嬗变的基本物理特性。结果表明,MA核素加入堆芯燃料中后对堆芯动态参数和反应性反馈会产生显著的影响,如:βeff会有所减小、多普勒负反馈会显著减弱以及钠空泡反应性正反馈会显著增强。添加MA所带来的收益是燃耗反应性损失减小,且一定量的MA被嬗变掉,同时MA裂变也有相应的能量产出。MA嬗变的本质在于MA的焚毁,MA的焚毁比消耗与其所占全堆的裂变份额(包括由其转换的238Pu的裂变)成正比,为此相同MA裂变份额下的堆芯安全参数成为MA嬗变快堆设计的关键点。研究表明,堆芯小型化能够有效地减小堆芯的钠空泡反应性正反馈,同时对MA的焚毁比消耗影响较小。 相似文献
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为克服钠冷快堆机械式钠泵机械磨损、噪声大、泄漏以及普通电磁泵流量小、扬程小等问题,提出了大流量鞍型磁体的电磁泵作为驱动钠循环的主泵设计方案。对其结构进行了研究并建立了相应的数学模型,利用Matlab编写程序进行了不同电流、磁感应强度和温度条件下泵的扬程、流量和效率的性能研究。结果表明,扬程随通道宽度的增加、电流的减小、磁感应强度的减小而减小,效率随电流的减小、磁感应强度的减小而减小,温度高于400 ℃时由于接触电阻的降低可使效率提高,鞍型超导钠泵的流量可由电流、磁感应强度控制,但较为实用的是电流控制。该研究可为具体设计提供依据。 相似文献
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钠冷快堆大都采用金属绕丝来固定燃料组件,细长狭窄的流道容易积聚腐蚀沉积物,可能会引起钠的局部沸腾和包壳的传热恶化。本文利用商用计算流体动力学软件STAR-CCM+程序对中国实验快堆单盒燃料组件的堵流事故进行了数值模拟,分析了包壳内壁面温度与冷却剂在堵块附近的轴向流场分布,并与正常工况下的计算结果进行对比。计算结果表明:实心介质堵流危害比多孔介质更为严重;实心介质堵流事故的包壳峰值温度局部最高点始终位于堵块中心位置,而多孔介质堵流事故的位于堵块后方,且随堵块面积的增大而往下游偏移;堵块的孔隙率对包壳在堵块下游的最大温升有明显影响,随堵块孔隙率的增大而减小。 相似文献
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钠冷快堆是第4代反应堆中的优选堆型,具有安全性高的特点。池式钠冷快堆的双层容器泄漏会导致一回路钠泄漏并发生严重事故。本文采用概率安全分析方法分析池式钠冷快堆双层容器泄漏事故,包括事故的确定论分析及放射性释放路径分析以及池式钠冷快堆双层容器泄漏的事故序列及定量化。结果表明,池式钠冷快堆双层容器泄漏事故后正常通风开启情况下可能发生大量放射性释放。双层容器泄漏导致的大量放射性释放频率为1.07×10-11(堆•年)-1,双层容器泄漏事故中大量放射性释放占比为0.1%。 相似文献
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