| 中国超临界水堆完全失流事故分析 |
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| 引用本文： | 张丹,鲁剑超,刘松涛,单建强.中国超临界水堆完全失流事故分析[J].核动力工程,2013,34(1):83-86. |
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| 作者姓名： | 张丹 鲁剑超 刘松涛 单建强 |
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| 作者单位： | 1. 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室,成都,610041
2. 西安交通大学,西安,710049 |
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| 摘 要： | 中国超临界水堆(CSR1000)由于系统采用直接循环方式,给水流量或厂外交流电的丧失将导致系统发生失流事故。堆芯双流程设计导致堆芯在失流事故中面临流量反转问题,失流事故成为威胁堆芯安全的重要典型事故。本文采用仿真程序APROS对CSR1000冷却剂系统(RCS)和相关安全系统建模,分析CSR1000在完全失流事故下的堆芯热工-水力学性能。分析表明,在失流事故短期阶段,高压给水箱可缓解事故;长期阶段,非能动余热排出系统(PRHR)的投入能使堆芯维持在安全状态。
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| 关 键 词： | 中国超临界水堆 完全失流 APROS 非能动 |
Analysis of Complete Loss of Forced Flow Accident in China Super-Critical Water Reactor |
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| ZHANG Dan
,
LU Jian-chao
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LIU Song-tao
,
SHAN Jian-qiang.Analysis of Complete Loss of Forced Flow Accident in China Super-Critical Water Reactor[J].Nuclear Power Engineering,2013,34(1):83-86. |
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| Authors: | ZHANG Dan LU Jian-chao LIU Song-tao SHAN Jian-qiang |
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| Affiliation: | 1.Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory,Nuclear Power Institute of China,Chengdu,610041,China;2.Xi’an Jiao Tong University,Xi’an,710049,China |
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