核反应堆冷却剂系统故障诊断动态模糊径向基神经网络模型

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作者 朱佳浩 戴滔 +1 位作者 隋阳 李枭瀚 《科学技术与工程》 北大核心 2025年第11期4567-4573,共7页

针对传统的故障诊断方法难以在不确定环境下准确诊断核电厂核反应堆冷却剂系统(reactor coolant system, RCS)故障这一问题,按照以下路线建立了一种核电厂RCS故障诊断动态模糊径向基神经网络(dynamic fuzzy radial basis function neura... 针对传统的故障诊断方法难以在不确定环境下准确诊断核电厂核反应堆冷却剂系统(reactor coolant system, RCS)故障这一问题,按照以下路线建立了一种核电厂RCS故障诊断动态模糊径向基神经网络(dynamic fuzzy radial basis function neural network, DFRBFNN)模型。首先,根据RCS的故障类型和样本数据,确定DFRBFNN模型的初始结构;然后,应用径向基神经网络方法,构建了RCS故障诊断DFRBFNN初始模型,应用随机初始化方法,对DFRBFNN初始模型的去模糊层到输出层的连接权重进行初始化处理;最后,应用误差下降率法,修正DFRBFNN初始模型的结构和参数,构建了RCS故障诊断DFRBFNN模型。应用所建立的模型对冷却剂丧失、失流和蒸汽发生器管道破裂事故进行诊断,并与传统的故障诊断模型进行对比,验证了本文所建立模型的有效性。研究表明,所构建的核电厂RCS故障诊断DFRBFNN模型能够在不确定环境下准确地诊断RCS的故障。 展开更多

关键词 核电厂 核反应堆冷却剂系统 故障诊断 动态模糊径向基神经网络模型

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核电厂反应堆冷却剂系统故障诊断模型 被引量：1

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作者 戴滔 隋阳 郑梦琰 《科学技术与工程》 北大核心 2024年第35期15042-15047,共6页

针对传统的基于数据驱动的故障诊断方法难以精准诊断核电厂反应堆冷却剂系统(reactor coolant system,RCS)故障这一问题,建立了一种核电厂RCS故障诊断模型。首先,应用基于交叉验证的递归特征消除算法(feature elimination with cross-va... 针对传统的基于数据驱动的故障诊断方法难以精准诊断核电厂反应堆冷却剂系统(reactor coolant system,RCS)故障这一问题,建立了一种核电厂RCS故障诊断模型。首先,应用基于交叉验证的递归特征消除算法(feature elimination with cross-validation,RFECV)选择模型的输入特征;然后,应用改进的鲸鱼优化算法(improved whale optimization algorithm,IWOA)优化XGBoost模型的超参数;最后,在上述基础上,应用XGBoost模型,建立RCS故障诊断模型。应用所建立的模型对冷却水丧失(loss of coolant accident,LOCA)、主泵卡轴(main pump trip,MPT)和蒸汽发生器管道破裂(steam generator tube rupture,SGTR)事故进行诊断,并将其与传统的故障诊断模型进行对比,验证了本文所建立模型的准确性。模型的诊断结果能够为保障核反应堆的安全稳定运行,杜绝核安全事故的发生提供重要参考。 展开更多

关键词 反应堆冷却剂系统(rcs) 故障诊断 鲸鱼优化算法 极端梯度提升模型

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核电厂大范围损伤工况下反应堆冷却剂系统注水策略分析

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作者 张娟花 徐德阳 +2 位作者 陈鹏 安云娜 屈波 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第3期618-623,共6页

福岛核事故后,极端灾害可能引发的核电厂相关设备大范围损伤情景下的事故处理策略成为核安全必须关注的问题之一。本研究针对台山核电厂EPR机组的大范围损伤情景,选取具有代表性的全厂断电工况,开展事故敏感性分析。结合台山核电厂的系... 福岛核事故后,极端灾害可能引发的核电厂相关设备大范围损伤情景下的事故处理策略成为核安全必须关注的问题之一。本研究针对台山核电厂EPR机组的大范围损伤情景,选取具有代表性的全厂断电工况,开展事故敏感性分析。结合台山核电厂的系统特征及电厂移动设备的配置,给出该类事故情景下用于堆芯损伤状态控制及缓解的反应堆冷却剂系统注水策略的相关缓解行动要求和关键时间节点,以有效缓解事故进程。在此分析基础上制定了EDMGs反应堆冷却剂系统注水策略。 展开更多

关键词 大范围损伤 EDMGs 反应堆冷却剂系统 注水策略

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反应堆冷却剂系统非线性地震分析方法研究 被引量：3

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作者 张毅雄 姜乃斌 +1 位作者 艾红雷 王伟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第S2期407-410,共4页

通过理论研究并结合反应堆冷却剂系统中的非线性因素,提出了采用虚拟激励和模态叠加相结合的非线性地震分析方法进行反应堆冷却剂系统地震分析,该方法能够避免阻尼比选取存在的问题,同时又考虑了非线性因素。

关键词 反应堆冷却剂系统 非线性 地震分析

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华龙一号反应堆冷却剂系统抗震设计关键技术 被引量：2

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作者 熊夫睿 沈平川 +2 位作者 王新军 叶献辉 张毅雄 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第S01期83-91,共9页

华龙一号是满足三代核电技术指标要求的自主化百万千瓦压水堆核电机组,其抗震能力达到0.3g。为达到该抗震指标,对反应堆冷却剂系统在关键设备结构加强及优化、管道破前漏技术应用、抗震载荷分配精细化计算、抗震设计标准化、抗震裕度评... 华龙一号是满足三代核电技术指标要求的自主化百万千瓦压水堆核电机组,其抗震能力达到0.3g。为达到该抗震指标,对反应堆冷却剂系统在关键设备结构加强及优化、管道破前漏技术应用、抗震载荷分配精细化计算、抗震设计标准化、抗震裕度评价等方面开展了关键技术研究,建立了一套抗震能力提升的策略,完成了华龙一号反应堆冷却剂系统抗震优化和评估工作。相关技术已在华龙批量生产堆型中得以应用。 展开更多

关键词 华龙一号 反应堆冷却剂系统 抗震分析 载荷环境

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反应堆冷却剂系统低温超压分析 被引量：2

6

作者 詹文辉 周全福 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2007年第2期167-172,共6页

为分析巴基斯坦恰希玛核电厂2号机组反应堆冷却剂系统是否满足低温超压保护要求,应用热工水力分析程序Relap5／Mod3对其低温下的瞬态进行模拟计算分析,结果表明低温瞬态下的系统压力满足限值要求,不会发生超压。

关键词 反应堆冷却剂系统 低温超压 余热排出系统

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核电厂反应堆冷却剂系统电压暂降耐受力的评估与实验验证 被引量：2

7

作者 孟庆伟 唐炜 +1 位作者 钟振芳 侯军瑞 《实验技术与管理》 CAS 北大核心 2022年第7期73-79,共7页

针对核电厂经受电压暂降而导致反应堆停堆的问题,将电气学科中电能质量概念引入核电厂,进行了电压暂降耐受力评估。从对电压最敏感的反应堆冷却剂系统入手,进行暂态联合建模,将状态参量的运行保护阈值、各设备的运行限值作为系统欠压运... 针对核电厂经受电压暂降而导致反应堆停堆的问题,将电气学科中电能质量概念引入核电厂,进行了电压暂降耐受力评估。从对电压最敏感的反应堆冷却剂系统入手,进行暂态联合建模,将状态参量的运行保护阈值、各设备的运行限值作为系统欠压运行时的边界条件,绘制其耐受力曲线,并利用实验证明所提方法的正确性。最后以某AP1000核电厂为例,绘制该反应堆冷却剂系统的电压暂降耐受力曲线。此项评估研究,既提高了学生理论分析能力、实际操作能力,又能使学生掌握一定的工艺知识,推动学生的跨学科培养。 展开更多

关键词 反应堆冷却剂系统 电能质量 电压暂降 暂态联合建模 耐受力评估

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面向冷却剂温度控制的铅基冷却反应堆热工水力系统传递函数建模方法

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作者 裴建华 汪建业 +2 位作者 徐鹏 杨明翰 赵柱民 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第7期1208-1213,共6页

反应堆瞬态计算程序RELAP5-HD的仿真模型主要采用偏微分方程进行描述,可用于冷却剂温度系统的仿真验证。然而,利用控制理论无法直接对偏微分方程组建立的系统进行稳定性、稳态特性、动态特性分析,从而对冷却剂温度系统的控制器设计缺乏... 反应堆瞬态计算程序RELAP5-HD的仿真模型主要采用偏微分方程进行描述,可用于冷却剂温度系统的仿真验证。然而,利用控制理论无法直接对偏微分方程组建立的系统进行稳定性、稳态特性、动态特性分析,从而对冷却剂温度系统的控制器设计缺乏了一种有效的优化手段。为解决上述问题,采用热工水力学第一性原理与空间离散化方法,建立了一套用于分析冷却剂温度系统特性的铅基冷却反应堆热工水力传递函数模型。该模型与RELAP5-HD模型的对比计算结果表明,当控制变量发生阶跃时,传递函数模型与RELAP5-HD模型的输出特性能较好地吻合,准确反映了系统的动力学特性,能够利用控制理论对铅基冷却反应堆冷却剂温度系统的特性进行分析研究。 展开更多

关键词 铅基冷却反应堆 冷却剂温度系统 RELAP5-HD 空间离散化 传递函数模型

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AP1000反应堆冷却剂系统主要设备安装技术 被引量：11

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作者 左学兵 陈晶晶 +2 位作者 张金东 代帅 郑东宏 《压力容器》 2013年第11期62-69,75,共9页

从反应堆冷却剂系统的组成和功能出发,分析了其主要设备的安装形式和技术要求。结合非能动先进压水堆反应堆(AP1000)冷却剂系统自身的特点,并在海阳核电站实践的基础上,阐述了反应堆压力容器、反应堆冷却剂主管道、蒸汽发生器、反应堆... 从反应堆冷却剂系统的组成和功能出发,分析了其主要设备的安装形式和技术要求。结合非能动先进压水堆反应堆(AP1000)冷却剂系统自身的特点,并在海阳核电站实践的基础上,阐述了反应堆压力容器、反应堆冷却剂主管道、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、稳压器、波动管的施工流程,为后续核电站核蒸汽供应系统大型主设备的现场安装提供一定的技术参考。 展开更多

关键词 AP1000 反应堆冷却剂系统 压力容器 蒸汽发生器 安装

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海洋条件下冷却剂系统自然循环仿真模型 被引量：18

10

作者 杨珏 贾宝山 俞冀阳 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2002年第2期125-129,共5页

在对核反应堆堆芯冷却剂系统分析的基础上,建立了海洋条件下冷却剂系统自然循环运行状态仿真模拟的数学模型。模型分为稳态计算和动态计算两部分,包括修正的单通道模型、强迫外干扰力模型、两相沸腾计算和动态计算模型等。对于海洋条件... 在对核反应堆堆芯冷却剂系统分析的基础上,建立了海洋条件下冷却剂系统自然循环运行状态仿真模拟的数学模型。模型分为稳态计算和动态计算两部分,包括修正的单通道模型、强迫外干扰力模型、两相沸腾计算和动态计算模型等。对于海洋条件,主要是针对左右摇摆的情况进行了计算,并对结果作了简单的分析。计算结果表明模型是可行的。 展开更多

关键词 冷却剂系统 仿真模型 海洋条件 自然循环 惯性力 核反应堆 堆芯 热工水力过程

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冷却剂流量降低停堆保护系统整定值分析

11

作者 史国宝 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2001年第1期54-58,共5页

在确保反应堆安全的基础上 ,尽量扩大电厂的运行区域是反应堆停堆保护系统设计以及整定值确定的原则。本文通过对电网运行要求的分析 ,得到了恰希玛核电厂主泵低转速和一回路低流量停堆整定值 。

关键词 恰希玛核电厂 冷却剂流量降低 停堆保护系统 整定值 反应堆 安全 设计

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聚变发电反应堆双冷液态锂铅包层模块结构设计与分析 被引量：1

12

作者 刘松林 汪卫华 +1 位作者 龙鹏程 吴宜灿 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2005年第1期91-96,共6页

给出聚变发电反应堆FDS Ⅱ模块式液态锂铅包层(DLL)结构方案,以低活化马氏体(RAFM)钢为结构材料,采用液态金属LiPb作为增殖材料和冷却剂,使用碳化硅流道插件作为电绝缘和热绝缘。包层的设计特点体现在:从增殖区、冷却剂流道、屏蔽包层... 给出聚变发电反应堆FDS Ⅱ模块式液态锂铅包层(DLL)结构方案,以低活化马氏体(RAFM)钢为结构材料,采用液态金属LiPb作为增殖材料和冷却剂,使用碳化硅流道插件作为电绝缘和热绝缘。包层的设计特点体现在:从增殖区、冷却剂流道、屏蔽包层、母管、机械连接、维修装配等几个方面全局考虑包层设计,结构布置完整;独有的“”形隔板设计使氦气冷却回路容易实现,增殖流道简单,可简化制造工艺,提高可靠性。同其他液态锂铅包层相比,DLL包层在冷却剂系统、制造、装配上可成就较高的可行性。 展开更多

关键词 液态锂 反应堆 结构设计 发电 聚变 铅 冷却剂系统 结构方案 结构材料 液态金属 设计特点 机械连接 包层设计 结构布置 冷却回路 隔板设计 制造工艺 高可靠性 模块式 马氏体 增殖 热绝缘 电绝缘 流道 碳化硅 DLL 装配

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基于马尔可夫模型的船用PWR-RCS管道焊接可靠性分析

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作者 张黎明 赵新文 +1 位作者 韩红新 蔡琦 《压力容器》 北大核心 2007年第12期18-21,共4页

以统计分析为基础，运用马尔可夫模型对船用压水型反应堆冷却剂系统（PWR—RCS）的管道焊接可靠性进行了定量分析，计算出其在服役0～50年间处于各种状态的概率，由此可知焊缝在役检查的重点是裂纹检查，这对反应堆安全运行有一定的参... 以统计分析为基础，运用马尔可夫模型对船用压水型反应堆冷却剂系统（PWR—RCS）的管道焊接可靠性进行了定量分析，计算出其在服役0～50年间处于各种状态的概率，由此可知焊缝在役检查的重点是裂纹检查，这对反应堆安全运行有一定的参考价值。 展开更多

关键词 压水型反应堆冷却剂系统 管道焊接 可靠性 马尔可夫模型

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秦山第二核电厂一回路主系统水压试验实践经验 被引量：7

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作者 阮良成 薛长江 商幼明 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2006年第3期249-256,共8页

本厂两台机组各进行一次调试期间的初始水压试验和大修期间的重复水压试验,一回路主系统的全部承压部件在初始水压试验时承受22.8 MPa的水压,在重复水压试验时承受20.6 MPa。本文在总结1、2号机组四次水压试验实践的基础上,介绍了RCC-M... 本厂两台机组各进行一次调试期间的初始水压试验和大修期间的重复水压试验,一回路主系统的全部承压部件在初始水压试验时承受22.8 MPa的水压,在重复水压试验时承受20.6 MPa。本文在总结1、2号机组四次水压试验实践的基础上,介绍了RCC-M和RSEM规范对水压试验的要求、试验的实施过程与主要结果等,总结了初始水压试验与重复水压试验的不同点以及试验的风险、注意事项与实践经验,对同类型压水堆有很好的借鉴作用。 展开更多

关键词 一回路 反应堆冷却剂系统 水压试验 调试 大修

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压水堆核电厂硼回收系统运行能力研究 被引量：3

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作者 吴健 赵文浩 李军 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第B09期449-453,共5页

核电站反应堆冷却剂系统的排放量的确定是硼回收系统设计运行能力的基本输入。压水堆核电厂硼回收系统的前贮槽、中间贮槽等重要设备容量均以该数值为基础进行设计。本文通过理论分析计算得出了压水堆核电厂硼回收系统的设计基准所需的... 核电站反应堆冷却剂系统的排放量的确定是硼回收系统设计运行能力的基本输入。压水堆核电厂硼回收系统的前贮槽、中间贮槽等重要设备容量均以该数值为基础进行设计。本文通过理论分析计算得出了压水堆核电厂硼回收系统的设计基准所需的循环冷却剂排放量,为该系统的工程设计提供了重要的设计依据和分析基础。 展开更多

关键词 压水堆 反应堆冷却剂系统 硼回收系统 冷却剂 数值分析

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应急给水系统流量偏离的系统解决方案 被引量：2

16

作者 田卫卫 李军 +1 位作者 王晓江 王志刚 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第B09期277-282,共6页

应急给水系统(EFS)作为核电站专设安全设施之一,用于在其他给水系统事故的工况下导出反应堆冷却剂系统堆芯余热。其假设事故下的流量试验是核电站装料许可的关键性必要试验。调试中发现,EFS流量偏大,不满足准则要求。针对该问题,本工作... 应急给水系统(EFS)作为核电站专设安全设施之一,用于在其他给水系统事故的工况下导出反应堆冷却剂系统堆芯余热。其假设事故下的流量试验是核电站装料许可的关键性必要试验。调试中发现,EFS流量偏大,不满足准则要求。针对该问题,本工作建立了EFS热工水力模型,并将数值模拟结果与试验数据进行校核,确定了模型的可靠性。通过数值分析,提出EFS流量超准则的解决方案。进一步试验结果表明,EFS破口流量显著降低,完全符合验收准则。 展开更多

关键词 应急给水系统 堆芯余热 反应堆冷却剂系统 调试 数值模拟

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韩国成功研发出核电测试控制系统（MMIS）

17

《中国电力》 CSCD 北大核心 2010年第12期5-5,共1页

据韩国知识经济部近日公布的《成功研发核电控制核心技术》显示．韩国之前尚未掌握的核电三大核心技术包括：核反应堆冷却剂泵（ReactorCoolantPump）、核心设计代码及核电测试控制系统（MMIS）。

关键词 测试控制系统 核电 韩国 研发 冷却剂泵 核反应堆 知识经济 技术包

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支管带套管的横向射流流动特性的实验研究 被引量：1

18

作者 吴海玲 陈听宽 +1 位作者 罗毓珊 宫武旗 《西安交通大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第9期886-889,911,共5页

针对核反应堆冷却剂系统中注水用带热套管的T型接管热冲击问题 ,利用数字粒子图像测速 (DPIV)技术 ,测量了支管带套管的横向射流主流管内的流场 ,以及套管与支管间的环腔内的流场 ,考察了射流与主流流速比R为 0 .5～ 4 0时的速度和涡... 针对核反应堆冷却剂系统中注水用带热套管的T型接管热冲击问题 ,利用数字粒子图像测速 (DPIV)技术 ,测量了支管带套管的横向射流主流管内的流场 ,以及套管与支管间的环腔内的流场 ,考察了射流与主流流速比R为 0 .5～ 4 0时的速度和涡量分布特性 ,分析了主流管内的复杂涡系及套管环腔内的流动特性 .结果表明 ,在出射孔附近的套管环腔侧后部存在“环腔泄流” ,这有利于减弱射流对下游壁面的影响 ;射流近区的强涡主要来源于射流及环腔泄流剪切层 ,而它很快就破碎和耗散 ,发展为尾流远区的反向涡对 ;套管环腔内的流动与R密切相关 。 展开更多

关键词 支管 套管 流动特性 实验研究 横向射流 数字粒子图像测速 涡系结构 核反应堆 冷却剂系统 流场

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用于支持PSA成功准则的ATWS敏感性研究 被引量：2

19

作者 郑尧瑶 徐珍 柯晓 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第B09期264-268,共5页

极限的未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)是核电厂二次侧热移出能力减小引起的升温瞬态。为评价AP1000核电厂在发生ATWS事故后的响应,采用LOFTRAN程序对极限的丧失主给水ATWS进行计算分析。对影响电厂系统响应的一些关键因素,如蒸汽旁排的... 极限的未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)是核电厂二次侧热移出能力减小引起的升温瞬态。为评价AP1000核电厂在发生ATWS事故后的响应,采用LOFTRAN程序对极限的丧失主给水ATWS进行计算分析。对影响电厂系统响应的一些关键因素,如蒸汽旁排的容量、堆芯补水箱(CMT)特性和硼反应性系数、反应堆冷却剂泵(RCP)可用性、启动给水系统(STS)可用性和蒸汽发生器(SG)传热等作了一系列敏感性分析。分析结果表明:为缓解ATWS事故,应隔离蒸汽旁排,并在触发CMT的同时停运RCP。 展开更多

关键词 丧失主给水ATWS 蒸汽旁排 堆芯补水箱特性 反应堆冷却剂泵停运 启动给水系统 蒸汽 发生器传热

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严重事故专用卸压阀排放能力需求

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作者 武铃珺 邓坚 +3 位作者 张航 王小吉 刘丽莉 青涛 《强激光与粒子束》 CAS CSCD 北大核心 2021年第7期131-136,共6页

二代加百万千万级核电站严重事故下卸压过程中高温流体流经卸压阀,可能造成流道变形,甚至造成阀杆下落使得排放流道封闭,造成卸压失败。对严重事故专用卸压阀在卸压过程中可能经历的高温流体状态进行谱分析,获得了不同卸压能力下阀门经... 二代加百万千万级核电站严重事故下卸压过程中高温流体流经卸压阀,可能造成流道变形,甚至造成阀杆下落使得排放流道封闭,造成卸压失败。对严重事故专用卸压阀在卸压过程中可能经历的高温流体状态进行谱分析,获得了不同卸压能力下阀门经受的高温流体状态。开展了高温可能引起的阀门流道变形对卸压效果的影响分析。第二类阀门虽然存在阀门流道变形的可能,但能够获得较长严重事故处置时间,从优化严重事故对策的角度,严重事故专用卸压阀推荐采用第二类阀门排放能力450~600 t/h范围。 展开更多

关键词 高压熔堆 熔融物喷射 反应堆冷却剂系统卸压 严重事故卸压阀 高温流体

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