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5MW核供热堆和200MW核供热堆的主回路是一体化的自然循环系统。在破口失水事故中,当液位降至低于主换热器入口上沿以后会发生主回路冷却剂自然循环的断流过程,影响堆芯的冷却和系统的稳定性。当发生失水事故而且反应堆又不能安全停堆时这种影响更大。在5MW核供热堆热工水力模拟回路HRTL-5上进行了实验。 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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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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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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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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《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