堆芯冷却剂流量下降DNBR计算 被引量：2

1

作者 郝老迷 谢晖 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1993年第5期422-425,共4页

四种事件可导致堆芯冷却剂流量下降。计算了这四种事件发生后堆芯内DNBR的分布,并从中找出最小DNBR。结果表明,冷却剂泵轴卡死事件的最小DNBR为最低,堆芯中部分燃料元件的最小DNBR低于限定值1.3。

关键词 堆芯 冷却剂流量 热流密度 dnbr

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应用抽样统计方法计算DNBR限值 被引量：3

2

作者 王煦嘉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第4期448-452,共5页

应用根据Wilks公式发展的抽样统计方法及VIPRE-W程序计算DNBR和出口含汽率的参数不确定性,再结合模型与DNB关系式不确定性,得到DNBR的设计限值为1.220。与RTDP方法得到的DNBR限值进行比较,得出此方法能得到更多的DNBR裕度。

关键词 Wilks公式 抽样统计 dnbr限值 含汽率限值

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秦山核电厂主泵轴卡死事故的堆芯DNBR计算 被引量：3

3

作者 郝老迷 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1993年第4期309-313,共5页

用子通道分析程序THAS-PCl(COBRA-IV修改微机版,内含4种CHF关系式),对泵轴卡死事故做了堆芯最热燃料组件的DNBR计算。结果表明,W-3、BAW-2和CONDIE关系式计算值与CHF表值的DNBR很接近,它们都在2s左右达到最小DNBR,并低于限定值1.3。BIAS... 用子通道分析程序THAS-PCl(COBRA-IV修改微机版,内含4种CHF关系式),对泵轴卡死事故做了堆芯最热燃料组件的DNBR计算。结果表明,W-3、BAW-2和CONDIE关系式计算值与CHF表值的DNBR很接近,它们都在2s左右达到最小DNBR,并低于限定值1.3。BIASI式计算值比它们都高得多,远大于限定值1.3。 展开更多

关键词 dnbr 泵轴卡死 核电站 事故分析

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次临界或低功率启动工况下控制棒组失控抽出事故DNBR裕量分析

4

作者 毛玉龙 程艳花 +2 位作者 崔大伟 赵常有 陈军 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第8期1454-1457,共4页

次临界或低功率启动工况下控制棒组失控抽出事故定义为RCC-PⅡ类事故,它一直是核电厂安全分析的极限事故之一。本文以典型三环路压水堆为对象,分析了热停堆状态下不同停堆棒组组合对该事故DNBR裕量的影响。研究表明,通过优化热停堆状态... 次临界或低功率启动工况下控制棒组失控抽出事故定义为RCC-PⅡ类事故,它一直是核电厂安全分析的极限事故之一。本文以典型三环路压水堆为对象,分析了热停堆状态下不同停堆棒组组合对该事故DNBR裕量的影响。研究表明,通过优化热停堆状态下停堆棒组组合,在保证足够的停堆深度下,可进一步提高典型三环路压水堆核电厂在该事故下的DNBR裕量。 展开更多

关键词 次临界或低功率 棒组抽出 停堆棒组 dnbr裕量

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燃料污垢对DNBR的影响分析

5

作者 胡艺嵩 李可嘉 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第5期994-997,共4页

在压水堆中,一回路腐蚀产物会在燃料表面沉积产生污垢造成的局部位置冷却剂流通面积减小,在一定情况下可能会对偏离泡核沸腾比(DNBR)产生影响。本研究采用子通道程序LINDEN,基于通道轴向变形的方法,评估分析了各类典型工况下不同污垢位... 在压水堆中,一回路腐蚀产物会在燃料表面沉积产生污垢造成的局部位置冷却剂流通面积减小,在一定情况下可能会对偏离泡核沸腾比(DNBR)产生影响。本研究采用子通道程序LINDEN,基于通道轴向变形的方法,评估分析了各类典型工况下不同污垢位置和不同污垢厚度对DNBR的影响。研究结果表明,污垢产生在DNBR最小的通道附近时会使DNBR减小,引起安全裕量降低。本研究结果为评估燃料污垢对DNBR的影响提供了数据支撑和参考依据。 展开更多

关键词 压水堆 燃料污垢 子通道 dnbr

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交混因子对CHF关系式开发及安全裕量影响研究

6

作者 刘晨伟 肖瑶 +2 位作者 张伟 陈硕 顾汉洋 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第2期337-343,共7页

采用最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)点法开发了与子通道分析程序FLICA-ⅢF匹配的临界热流密度(CHF)关系式,利用Owen准则确定了其DNBR限值并进行统计评估。在掌握了一套完整的CHF关系式开发方法后,对比分析了不同交混因子其对应关系式的预测... 采用最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)点法开发了与子通道分析程序FLICA-ⅢF匹配的临界热流密度(CHF)关系式,利用Owen准则确定了其DNBR限值并进行统计评估。在掌握了一套完整的CHF关系式开发方法后,对比分析了不同交混因子其对应关系式的预测效果、DNBR限值以及实际最大功率。结果表明:基于实验获得的精确交混因子开发的CHF关系式具有更高的精确度与经济性。因此考虑格架交混效应的精细化子通道的工作是有价值和意义的。 展开更多

关键词 燃料组件 交混因子 CHF关系式 dnbr限值 安全裕量

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呼中林区火烧迹地遥感提取及林火烈度的空间分析 被引量：22

7

作者 李明泽 康祥瑞 范文义 《林业科学》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第3期163-174,共12页

【目的】利用Landsat TM影像,采用遥感指数构建决策树分类模型,提出一种识别火烧迹地面积与林火烈度分析的新方法,并结合坡度、坡向、海拔等地形因子对过火区域火烈度的空间分布进行科学系统的分析研究,为大兴安岭地区森林防火和林火管... 【目的】利用Landsat TM影像,采用遥感指数构建决策树分类模型,提出一种识别火烧迹地面积与林火烈度分析的新方法,并结合坡度、坡向、海拔等地形因子对过火区域火烈度的空间分布进行科学系统的分析研究,为大兴安岭地区森林防火和林火管理提供一定的理论依据和数据支持。【方法】以大兴安岭地区呼中林区为研究区,以2010年9月火后TM影像以及2007年9月火前TM影像为基础数据,以DEM影像、林相图为辅助数据,利用NDVI、NDSWIR、MNDWI和dNBR等遥感指数构建决策树分类模型,对呼中林区2010年10场火烧迹地进行识别,根据dNBR阈值法将过火区域火烈度分为4级,并利用Arcgis软件将火烈度图分别与坡度、坡向、海拔图叠加分析。【结果】利用决策树分类模型所提取火烧迹地面积的分类总体精度和Kappa系数分别为97.97%和0.943 2,与平行六面体法和ISODATA法的分类的精度相比分别提高了7.56%和17.32%,Kappa系数也相应提高。决策树模型提取火烧迹地的制图精度和用户精度分别为97.51%和97.54%,而平行六面体分类法分别为90.43%和96.52%,ISODATA法分别为94.35%和95.68%。利用dNBR阈值法将已提取的过火区林火烈度分为:未过火、轻度火烧、中度火烧、重度火烧4个级别,其中中度火烧和重度火烧分别占总过火面积的46.6%和33.2%。叠加分析后,海拔在1 000~1 500 m的地区过火面积共4 177 hm^2,占总过火面积的64.4%。Ⅲ级坡(6°~15°)过火面积最大,占总过火面积的45.9%。南坡过火面积最大,为1 391 hm^2,约占总过火面积的21.4%。【结论】本文所使用的决策树分类模型能够准确地识别过火区域,在精度上相较平行六面体法与ISODATA法有显著提高,且过火面积也更接近目视解译判读所得到的过火面积,精度均达到82%以上。dNBR阈值法可将过火区域火烈度分为4个等级,结果表明过火区域中度火烧和重度火烧占总过火面积的比重较大,林火烈度与海拔、坡度、坡向之间存在一定相关关系。 展开更多

关键词 火烧迹地 决策树分类 林火烈度 过火面积 dnbr

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RTDP方法在大型先进压水堆热工设计中的应用初步研究 被引量：5

8

作者 杨萍 贾红轶 王喆 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第7期1182-1186,共5页

偏离泡核沸腾(DNB)设计基准是反应堆热工水力设计中的重要基准之一,为评价该设计基准是否满足热工水力设计要求,首先需确定堆芯偏离泡核沸腾比(DNBR)设计限值。本工作详细论述了使用统计学方法确定运行参数及核设计参数等不确定性的RTD... 偏离泡核沸腾(DNB)设计基准是反应堆热工水力设计中的重要基准之一,为评价该设计基准是否满足热工水力设计要求,首先需确定堆芯偏离泡核沸腾比(DNBR)设计限值。本工作详细论述了使用统计学方法确定运行参数及核设计参数等不确定性的RTDP原理,并应用该方法和堆芯子通道分析程序对大型先进压水堆DNBR设计限值及含汽率限值进行计算并给出结论,为DNBR设计基准的验证提供了关键判据。 展开更多

关键词 RTDP dnbr 设计限值 热工水力设计

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适用于PWR燃料组件的CHF关系式的开发及评估 被引量：2

9

作者 白宁 朱元兵 +2 位作者 任志豪 厉井钢 刘伟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B12期394-397,共4页

采用最小DNBR点法开发出了适用于PWR燃料组件的具有自主知识产权的CHF关系式,并利用试验数据对该关系式进行分析和评估。结果表明:该关系式可正确拟合PWR燃料组件的CHF试验数据;与子通道程序耦合,能正确模拟PWR燃料组件的热工水力性能。

关键词 CHF关系式 dnbr 子通道程序

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基于TRACE/FLICA Ⅲ-F程序的国产先进压水堆全失流事故分析研究 被引量：1

10

作者 贾斌 乔雪冬 +3 位作者 高新力 石兴伟 靖剑平 张春明 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第2期182-188,共7页

国产先进压水堆相比于传统压水堆,系统设备与运行参数均有较大变化,对其开展事故分析研究非常必要。本文首先应用最佳估算系统分析程序TRACE对国产先进压水堆机组进行详细建模,之后根据机组安全分析报告中的分析假设,选取全失流事故进... 国产先进压水堆相比于传统压水堆,系统设备与运行参数均有较大变化,对其开展事故分析研究非常必要。本文首先应用最佳估算系统分析程序TRACE对国产先进压水堆机组进行详细建模,之后根据机组安全分析报告中的分析假设,选取全失流事故进行瞬态分析研究,然后应用FLICA Ⅲ-F程序进行事故瞬态堆芯DNBR分析研究,最终得到的结果可以满足全失流事故验收准则最小DNBR限值1.19的要求。接下来以上研究基础上,选取更加保守的全失流事故分析假设,进一步开展事故分析研究,发现研究结果仍然满足全失流事故验收准则的要求,表明国产先进压水堆机组在全失流事故下安全可靠。 展开更多

关键词 TRACE FLICA III—F 全失流 dnbr

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21000 μg/g浓硼水箱改造后堆芯和安全壳的安全分析

11

作者 肖 岷 陈士荣 胡承香 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1999年第4期338-348,354,共12页

大亚湾核电站现有安注系统浓硼水箱硼浓度为21 000 μg/g。由于浓硼水箱在高温下运行(否则会结晶)，蒸发量大，补水频繁，系统杂质增多，相关设备及管道结晶堵塞，使安注系统可用性下降，Io(设备不可用率)消耗多，这给正常运行与维修带... 大亚湾核电站现有安注系统浓硼水箱硼浓度为21 000 μg/g。由于浓硼水箱在高温下运行(否则会结晶)，蒸发量大，补水频繁，系统杂质增多，相关设备及管道结晶堵塞，使安注系统可用性下降，Io(设备不可用率)消耗多，这给正常运行与维修带来很大的困难。根据有关国际经验，提出将浓硼水箱的硼浓度从21 000 μg/g降至7 000 μg/g(常温下不结晶)以便从根本上解决这一问题。分析了浓硼水箱改造对安全分析的影响(主要是堆芯DNBR计算和安全壳内压力响应计算)以及对电厂的其它影响。所用的分析程序和方法是大亚湾核电站引进的经过NRC认可的西屋公司的程序和方法，这些程序也得到了NNSA的认可。分析结果表明，将浓硼水箱硼浓度从21 000 μg/g降至7 000 μg/g，当发生主蒸汽管在安全壳内断裂时，堆芯DNBR满足安全准则，安全壳最高压力在设计压力限制值之内。浓硼水箱硼浓度降低对大亚湾最终安全分析报告其它事故分析和电厂运行没有不良影响。大亚湾核电站浓硼水箱改造的安全分析已经得到NNSA的批准并已实施。 展开更多

关键词 安全分析 核电站 dnbr 安全壳 浓硼水箱 主蒸汽管断裂 堆芯

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部分参数统计方法在30万kW核电厂应用的初步研究

12

作者 王喆 许志红 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第10期1801-1804,共4页

偏离泡核沸腾(DNB)设计基准是反应堆热工水力设计中的重要基准之一,为评价该设计基准是否满足热工水力设计要求,需确定堆芯偏离泡核沸腾比(DNBR)设计限值。本文研究了使用统计学方法确定不确定性的部分参数统计方法原理,并应用该方法和... 偏离泡核沸腾(DNB)设计基准是反应堆热工水力设计中的重要基准之一,为评价该设计基准是否满足热工水力设计要求,需确定堆芯偏离泡核沸腾比(DNBR)设计限值。本文研究了使用统计学方法确定不确定性的部分参数统计方法原理,并应用该方法和堆芯子通道分析程序对30万kW核电厂DNBR设计限值进行计算。计算结果表明,反应堆冷却剂流量全部丧失事故最小DNBR分析采用部分参数统计较STDP额外获得了约5%的裕量。本文结果为DNBR设计基准的验证提供了关键判据。 展开更多

关键词 dnbr 设计限值 部分参数统计方法

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辐照小组件子通道分析

13

作者 许志红 《科技创新与应用》 2016年第17期9-11,共3页

文章采用子通道分析程序进行辐照小组件的DNBR分析。首先根据辐照小组件的特殊结构建立了相应的子通道分析程序输入数据集。在此基础上,针对重点影响DNBR的热工水力参数进行了研究,同时针对不同的轴向和径向功率分布形状以及峰值因子进... 文章采用子通道分析程序进行辐照小组件的DNBR分析。首先根据辐照小组件的特殊结构建立了相应的子通道分析程序输入数据集。在此基础上,针对重点影响DNBR的热工水力参数进行了研究,同时针对不同的轴向和径向功率分布形状以及峰值因子进行了研究。分析结果可以为实验方案的确定提供支持。 展开更多

关键词 辐照小组件 子通道 dnbr

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三维堆芯功率能力验证优化分析 被引量：2

14

作者 赵常有 王加琦 +2 位作者 付学峰 蔡德昌 张博平 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第6期1061-1065,共5页

堆芯功率能力验证是堆芯设计安全论证中的重要内容,本文介绍了CPR1000电厂功率能力验证的计算方法以及该方法遇到的问题,从燃耗点选取、功率台阶选取、技术规范以及事故子项设置几个方面给出了堆芯功率能力验证的优化方向,可以在保证计... 堆芯功率能力验证是堆芯设计安全论证中的重要内容,本文介绍了CPR1000电厂功率能力验证的计算方法以及该方法遇到的问题,从燃耗点选取、功率台阶选取、技术规范以及事故子项设置几个方面给出了堆芯功率能力验证的优化方向,可以在保证计算精度的情况下大幅提高计算速度。 展开更多

关键词 三维 堆芯功率能力验证 dnbr FQ

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高通量研究堆堆芯热工水力分析程序THAS-PC4 被引量：3

15

作者 郝老迷 李运文 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1997年第1期12-20,共9页

针对高通量研究堆的热工水力特点和设计准则开发了堆芯子通道分析微机程序ＴＨＡＳ－ＰＣ４。该程序能够计算稳态和瞬态工况下堆芯内冷却剂的流量、温度、密度和压力等参量的分布以及燃料元件的温度场。它还可以确定临界热流密度和偏离... 针对高通量研究堆的热工水力特点和设计准则开发了堆芯子通道分析微机程序ＴＨＡＳ－ＰＣ４。该程序能够计算稳态和瞬态工况下堆芯内冷却剂的流量、温度、密度和压力等参量的分布以及燃料元件的温度场。它还可以确定临界热流密度和偏离泡核沸腾比（ＤＮＢＲ），泡核沸腾开始时的壁面温度以及流动开始不稳定时的热流密度等，以评价反应堆的安全性。 展开更多

关键词 高通量 研究堆 子通道分析 热工水力分析

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燃料组件边角栅元偏离泡核沸腾比分析 被引量：1

16

作者 许志红 王喆 +1 位作者 杨萍 史国宝 《核安全》 2016年第2期84-88,94,共6页

燃料组件边角栅元的阻力系数大于典型栅元和冷壁栅元。本文基于标准子通道模型,通过调整子通道模拟区域的位置,修改了通道、燃料棒以及格架阻力等相关参数,直接模拟燃料组件边角栅元的综合效应,进行偏离泡核沸腾比(Departure from Nucle... 燃料组件边角栅元的阻力系数大于典型栅元和冷壁栅元。本文基于标准子通道模型,通过调整子通道模拟区域的位置,修改了通道、燃料棒以及格架阻力等相关参数,直接模拟燃料组件边角栅元的综合效应,进行偏离泡核沸腾比(Departure from Nuclear Boiling Ratio,简称DNBR)分析。分析结果表明:边角栅元的偏离泡核沸腾比能被典型和冷壁栅元的计算结果所包络。本文同时对燃料组件间隙和边角栅元的偏离泡核沸腾比的影响进行了进一步分析。 展开更多

关键词 燃料组件 边角栅元 偏离泡核沸腾比

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先进三代核电AP1000丧失正常给水事故研究 被引量：1

17

作者 张舒 吴鹏 +2 位作者 张丹 李峰 方红宇 《核安全》 2017年第3期75-84,共10页

本文对先进三代核电AP1000的丧失正常给水事故从稳压器满溢、冷却剂系统压力边界完整性和燃料包壳完整性方面进行分析研究。由于AP1000设计中考虑汽机停机可能会引起电网扰动,因此考虑了反应堆紧急停堆之后汽机停机引起的丧失厂外交流... 本文对先进三代核电AP1000的丧失正常给水事故从稳压器满溢、冷却剂系统压力边界完整性和燃料包壳完整性方面进行分析研究。由于AP1000设计中考虑汽机停机可能会引起电网扰动,因此考虑了反应堆紧急停堆之后汽机停机引起的丧失厂外交流电的情况。丧失厂外交流电后,主泵将停运,一次侧排热能力将降低,冷却剂升温升压;但丧失厂外交流电也将引起化容系统不可用,从而可能降低稳压器满水和冷却剂系统超压的风险。因此,本文对于不同的限制准则,分别进行交流电是否有效的分析评价。结果表明,无论交流电是否有效,在非能动堆芯冷却系统的运行下和操纵员动作下,堆芯余热可以有效导出,稳压器没有满溢,冷却剂系统的压力边界以及燃料包壳的完整性均能得到保证。 展开更多

关键词 丧失正常给水 稳压器满溢 冷却剂系统压力边界完整性 dnbr 交流电

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核电厂丧失厂外电源对汽轮机事故停机的影响评价

18

作者 喻娜 陈宏霞 +2 位作者 张晓华 吴鹏 张丹 《核安全》 2016年第1期43-47,共5页

本文采用保守的分析方法,评价了在巴基斯坦卡拉奇核电项目中丧失厂外电源对汽轮机事故停机的影响,包括对堆芯完整性及反应堆冷却剂系统压力边界完整性进行评估。结果表明,堆芯最小偏离泡核沸腾比高于安全分析限值,一回路压力峰值低于相... 本文采用保守的分析方法,评价了在巴基斯坦卡拉奇核电项目中丧失厂外电源对汽轮机事故停机的影响,包括对堆芯完整性及反应堆冷却剂系统压力边界完整性进行评估。结果表明,堆芯最小偏离泡核沸腾比高于安全分析限值,一回路压力峰值低于相应的压力限值,从而证明了该核电厂的设计可以确保汽轮机事故停机叠加丧失厂外电源事件的结果满足安全准则要求。 展开更多

关键词 汽机停机 丧失厂外电源 偏离泡核沸腾比 超压

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海洋核动力平台堆芯子通道分析 被引量：6

19

作者 宋仕钊 刘兴民 +2 位作者 郭春秋 陈耀元 周盛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第12期2165-2169,共5页

针对海洋核动力平台的堆芯结构和组件形式,使用成熟的子通道分析程序COBRA验证了堆芯稳态热工的安全性。通过计算得出,14.8 MPa压力下堆芯稳态最小烧毁比(DNBR)为2.342,燃料棒包壳表面最高温度为342℃,芯块中心最高温度为1 545℃。计算... 针对海洋核动力平台的堆芯结构和组件形式,使用成熟的子通道分析程序COBRA验证了堆芯稳态热工的安全性。通过计算得出,14.8 MPa压力下堆芯稳态最小烧毁比(DNBR)为2.342,燃料棒包壳表面最高温度为342℃,芯块中心最高温度为1 545℃。计算结果表明,改进后堆芯热工特性能满足当代反应堆安全性要求,并为海洋不利条件的影响留有足够的安全裕量。同时自主开发了计算机子通道分析程序,与COBRA程序的计算结果进行对比验证,两种计算方法的计算结果一致,从一定程度上说明了计算结果的可靠性。通过以上分析过程证明了燃料组件在稳态下的热工特性是安全和可靠的。 展开更多

关键词 最小烧毁比 COBRA程序 海洋核动力平台 子通道

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ACPR1000热态满功率MSLB事故分析

20

作者 林燕 罗汉炎 +3 位作者 李强 张冠中 韩圳南 王雄 《核安全》 2022年第2期32-37,共6页

针对ACPR1000反应堆,本文采用THEMIS程序和FLICAⅢ-F程序进行了热态满功率工况下主蒸汽管道破裂事故的破口谱分析,并且就最恶劣工况下的SG蒸汽流量、反应堆冷却剂入口温度、堆芯热功率、堆芯压力等关键参数的变化情况进行了介绍。结果如... 针对ACPR1000反应堆,本文采用THEMIS程序和FLICAⅢ-F程序进行了热态满功率工况下主蒸汽管道破裂事故的破口谱分析,并且就最恶劣工况下的SG蒸汽流量、反应堆冷却剂入口温度、堆芯热功率、堆芯压力等关键参数的变化情况进行了介绍。结果如下:随着破口直径的减小,停堆时间逐渐推迟,当主蒸汽管道破口直径DN≤200 mm时,反应堆不触发停堆;当DN=300 mm、250 mm和230 mm时,反应堆由高中子注量率触发停堆;当DN=407 mm和350 mm时,反应堆由安注信号触发停堆。此外,从堆芯后果方面考虑,DNBR值随着破口尺寸的减小而先减小后增大,并且在DN=230 mm时达到最小值1.50,满足验收准则。 展开更多

关键词 MSLB 破口谱 满功率 dnbr

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