| 小型堆非能动安全系统初步设计 |
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| 引用本文： | 王珏,陈力生,蔡琦,张晓辉. 小型堆非能动安全系统初步设计[J]. 核科学与工程, 2020, 40(4): 581-588. DOI: 10.3969/j.issn.0258-0918.2020.04.010 |
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| 作者姓名： | 王珏 陈力生 蔡琦 张晓辉 |
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| 作者单位： | 海军工程大学 核科学技术学院,湖北 武汉 430033;武汉第二船舶设计研究所,湖北 武汉 430064,海军工程大学 核科学技术学院,湖北 武汉 430033,海军工程大学 核科学技术学院,湖北 武汉 430033,武汉第二船舶设计研究所,湖北 武汉 430064 |
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| 摘 要： | 非能动安全系统能够极大减轻事故工况下对柴油发电机、水泵等能动设备的依赖,已在第三代核电技术中广泛应用。为进一步提高小型堆的安全性,针对6个非能动安全系统提出初步设计方案。本文使用RELAP5和MELCOR程序建立分析模型,包括主系统、部分二回路系统和安全壳系统,以模拟大破口失水事故工况及全厂断电工况下的堆芯及安全壳响应。结果表明,当前非能动安全系统的协同运行能够有效预防和缓解事故。在大破口失水事故工况下,燃料包壳峰值温度、安全壳压力和温度不会超限,且有较高的安全裕量;全厂断电工况下,压力容器不会被熔穿、安全壳不会发生早期或晚期超压失效,且安全壳内不存在氢气燃爆转变和爆炸的风险。本文提出的设计方案具有一定的工程参考价值。
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| 关 键 词： | 小型堆 非能动安全系统 大破口失水事故 全厂断电 |
Preliminary Design of Passive Safety Systems for Small-sized Reactors |
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| WANG Jue,CHEN Lisheng,CAI Qi,ZHANG Xiaohui. Preliminary Design of Passive Safety Systems for Small-sized Reactors[J]. Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering, 2020, 40(4): 581-588. DOI: 10.3969/j.issn.0258-0918.2020.04.010 |
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| Authors: | WANG Jue CHEN Lisheng CAI Qi ZHANG Xiaohui |
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