共查询到20条相似文献,搜索用时 906 毫秒
1.
由于控制棒抽出引起堆芯内反应性失控增加,从而导致核功率剧增的事故定义为一组控制棒组件抽出事故。这种瞬态可能是反应堆控制系统或棒控系统失灵引起的。多普勒负反应性反馈效应能在保护动作延迟的时间内将功率限制在可接受的水平。该事故中,燃料棒表面可能发生偏离泡核沸腾(departure from nucleate boiling,简称DNB),导致燃料元件包壳烧毁;燃料芯块也可能发生熔化,对包壳产生不利影响。文章对岭澳混合堆芯和提高富集度论证次临界或低功率启动工况下提棒事故进行了分析。分析结果表明,事故瞬态中不会发生燃料芯块熔化或燃料元件包壳烧毁,可以保证燃料元件的完整性,燃料设计满足限制准则。 相似文献
2.
为研究西安脉冲堆(XAPR)在意外引入反应性且停堆系统失效事故下的瞬态安全特性,本文基于XAPR的结构和运行特点,建立了适用于XAPR的瞬态热工水力分析模型,并开发了用于XAPR安全特性分析的瞬态热工水力程序TSAC-XAPR。利用TSAC-XAPR程序对反应性引入事故进行模拟计算,结果表明:当XAPR在额定功率范围内运行时,发生反应性引入事故后,堆芯能依靠自身的固有反馈机制使脉冲堆重新达到稳定运行状态;当运行功率过高尤其是超过临界值时,反应性引入事故将导致脉冲堆关键热工水力参数发生振荡,无法再次达到稳态。此外,不同反应性引入方式将影响堆芯参数在反应性引入过程中的变化趋势,但并不影响其最终稳态值。 相似文献
3.
为研究热管冷却双模式空间堆(HP-BSNR)概念设计的可行性和推进模式下堆芯瞬态安全特性,本文基于堆芯结构和稳态程序计算的初始参数分布,建立了堆芯数学物理模型,并开发了适用于HP-BSNR的瞬态安全分析程序TTHA_HPBSNR,计算了HP-BSNR在推进模式下反应性引入和堆芯失流等不同瞬态事故工况下的安全特性,同时分析了反应堆关键参数对HP-BSNR堆芯瞬态安全特性的影响。结果表明,由于堆芯固有负反馈机制的作用,发生反应性引入事故时,堆芯功率最终达到一新的稳定值,且燃料最高温度并未超出安全限值。而发生失流事故时,反应堆能实现自动停堆,且负反馈系数的大小决定了自动停堆的响应时间。相较于反应性引入事故,失流事故对HP-BSNR的安全运行威胁更大。 相似文献
4.
在借鉴中国实验快堆(CEFR)热工模型建模经验的基础上,利用Relap5程序建立霞浦示范快堆(CFR)的主要系统模型,并参考快堆安全分析中的预期瞬态无停堆保护(ATWS)的分析方法,对发生反应性意外引入事故时的安全裕度和停堆保护进行仿真研究。仿真结果表明,额定功率下发生反应性引入时,不会触发短周期的报警和停堆;当发生补偿棒失控提升5 s和10 s时的反应性意外引入事故,目前一回路保护参数整定值、信号测量延迟及安全棒落棒时间可以取其他值;当补偿棒失控提升15 s时,在目前的设计下,核功率和功率流量比信号能确保事故下的反应堆状态符合事故验收准则。当其他保护信号失效,堆芯出口钠温所触发的停堆保护若要实现同样的功能,则需保证反应堆在14.85 s之前进入深度次临界。 相似文献
5.
6.
7.
核燃料溶液系统瞬态特性分析研究 总被引:1,自引:1,他引:0
在核反应堆乏燃料后处理主工艺流程中,核燃料通常以溶液状态存在,可能发生核临界事故。研究核临界事故的产生机理和事故源项,对预防事故发生、缓解事故后果、事故应急响应与医学诊治均具有十分重要的意义。本文采用点堆动力学方程结合二维热传导方程,开发了基于圆柱形溶液贮存容器的瞬态特性分析程序GETAC,利用该程序计算了法国SILENE瞬态实验装置模拟临界事故功率随时间的变化,得到了功率振荡在不同反应性引入大小、方式和有无外中子源等情况下的变化规律,计算分析结果与瞬态实验测量数据以及国外其他程序计算结果较一致。 相似文献
8.
9.
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
10.
本文研究了混合能谱超临界水冷堆(SCWR-M)在发生控制棒失控提升事故和弹棒事故这两类反应性引入事故后的反应堆系统响应。首先利用修改的可用于超临界条件下的系统程序RELAP5对混合能谱超临界水冷堆进行系统建模,并计算分析在功率运行工况下事故过程中功率、流量及包壳温度等重要参数的变化趋势,最后对反应性参数如控制棒价值、控制棒抽出速率和负反馈系数进行了参数效应分析。结果表明,在设计工况下混合能谱超临界水冷堆系统可有效地将衰变热导出堆芯,保证了燃料棒的完整性。另外,反应性参数对控制棒失控提升事故的安全性影响不大,但对弹棒事故的包壳峰值温度影响很大,过于保守的反应性参数估计会使安全裕量大为减小。 相似文献
11.
《原子能科学技术》2020,(8)
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
12.
13.
利用热工水力学程序RETRAN-02和反应堆物理计算程序MARIA,计算和分析了微型中子源反应堆MNSR的瞬态特性。计算得到的事故序列和后果与实验值进行了比较。为了研究Doppler效应,考虑了反应堆的有效共振积分。计算了反应性温度系数的权重因子。计算了反应堆功率峰,冷却剂。入口温度,出口温度和冷却剂质量流量等瞬态参数并与实验值进行了比较。 相似文献
14.
无保护事故下的瞬态分析是钠冷快堆安全分析的重要内容。基于OECD/NEA发布的MOX-3600和MET-1000基准题,本文利用SARAX程序系统对不同钠冷快堆进行了瞬态计算,分析了堆内各种反应性反馈效应,并计算了无保护失流(ULOF)事故和无保护超功率运行(UTOP)事故下燃料温度和冷却剂温度的变化。计算结果表明:SARAX程序系统在快堆瞬态分析中可给出合理的参数预测结果;ULOF事故对于钠冷快堆是更为严重的事故瞬态,会导致堆内的钠沸腾进而发生严重事故。 相似文献
15.
16.
HP-STMCs空间堆堆芯典型瞬态热工分析 总被引:2,自引:1,他引:1
以计算流体力学(CFD)为基础,编写HP-STMCs空间堆堆芯功率瞬变模型和反应性反馈模型的用户自定义函数(UDF),开发堆芯瞬态分析程序SNPS-FTASR。对程序的正确性进行验证并得到满意的结果后,用SNPS-FTASR分析1个控制鼓误动作向堆芯引入正反应性和堆芯1根热管失效时的瞬态响应特性。结果显示:在1个控制鼓误动作引入正反应性时,堆芯功率先迅速升高后因堆芯反应性负反馈而缓慢上升,最终堆芯功率稳定在额定功率的121.3%。在堆芯1根热管失效时,堆芯UN燃料芯块的温度先迅速升高后因反应性负反馈使得堆芯功率迅速下降,最终堆芯功率稳定在额定功率的88.7%,堆芯最高温度较稳定状态上升约140 K,表明热管冷却空间堆在一个控制鼓误动作和1根热管失效时热工方面是安全的。 相似文献
17.
18.
熔盐堆(MSR)作为一种新型的反应堆,其热工水力特性与其他堆型有很大差异,扰动瞬态分析有助于从根本上了解其安全特性和运行状态。为了研究MSR的运行瞬态特性,本研究以液态燃料MSR为研究对象,利用经过修改的RELAP5/ MOD4.0程序进行了稳态运行工况下的扰动瞬态分析。干扰变量包括反应性引入、一回路熔盐质量流量、二回路质量流量、空气散热器质量流量、空气散热器入口空气温度。分析了主要运行参数,如功率、堆芯进出口温度、二回路进出口温度、特征时间等。结果表明MSR在各种扰动瞬态下的最终状态都趋于稳定,而不存在严重的瞬态变化,这是对其固有稳定性特性的直观表征。根据功率和温度等变量在扰动下的变化,提出了功率和不同回路温度的控制方法。 相似文献
19.