非能动堆芯冷却系统LOCA下冷却能力分析 被引量：7

1

作者 游曦鸣 邵舸 +1 位作者 佟立丽 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第1期105-112,共8页

本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯... 本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯冷却系统(PXS)中非能动余热排出系统(PRHRS)、堆芯补水箱(CMT)、安注箱(ACC)、自动卸压系统(ADS)和安全壳内置换料水箱(IRWST)等关键系统的堆芯注水能力和冷却效果。研究表明,虽然破口尺寸、破口位置会影响事故进程发展,但所有事故过程中燃料包壳表面峰值温度不超过1 477K,且反应堆堆芯处于有效淹没状态。PXS能有效排出堆芯衰变热,将反应堆引导到安全停堆状态,防止事故向严重事故发展。 展开更多

关键词 先进压水堆 大破口失水事故 小破口失水事故 非能动堆芯冷却系统

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基于GO-FLOW法的失水事故中紧急堆芯冷却系统可靠性分析 被引量：2

2

作者 黄涛 蔡琦 赵新文 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第B09期142-145,共4页

应用GO-FLOW法分析在失水事故过程中紧急堆芯冷却系统的可靠性。根据紧急堆芯冷却系统的原理图建立GO-FLOW图,并计算出系统在各个时间点上的成功概率。结果表明:在发生失水事故下紧急堆芯冷却系统的可靠性随系统的响应动作变化很大,而GO... 应用GO-FLOW法分析在失水事故过程中紧急堆芯冷却系统的可靠性。根据紧急堆芯冷却系统的原理图建立GO-FLOW图,并计算出系统在各个时间点上的成功概率。结果表明:在发生失水事故下紧急堆芯冷却系统的可靠性随系统的响应动作变化很大,而GO-FLOW法可计算系统的故障概率随时间的变化趋势,是分析多时序、多状态系统可靠性的一种有效方法。 展开更多

关键词 失水事故 紧急堆芯冷却系统 GO-FLOW法

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地震下非能动堆芯冷却系统可靠性分析 被引量：1

3

作者 庞博 玉宇 汪彬 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第5期896-903,共8页

地震情况下核电站非能动堆芯冷却系统(PXS)能否可靠运行对核电站的安全性有着重要影响。本文采用故障树方法分析计算了PXS各部件在峰值地面加速度(PGA)为0.5g、1.5g、2.5g情况下的失效概率以及各部件对系统失效的贡献,并与《AP1000概率... 地震情况下核电站非能动堆芯冷却系统(PXS)能否可靠运行对核电站的安全性有着重要影响。本文采用故障树方法分析计算了PXS各部件在峰值地面加速度(PGA)为0.5g、1.5g、2.5g情况下的失效概率以及各部件对系统失效的贡献,并与《AP1000概率安全分析报告》中的抗震裕量分析(SMA)方法的结果进行比较,分析部件的抗震能力。结果表明:本文方法计算的条件失效概率和各部件对系统失效的贡献与SMA方法的结果基本相符。本文方法可为AP1000等非能动核电站的安全分析提供参考。 展开更多

关键词 非能动堆芯冷却系统 可靠性分析 条件概率

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PRHRS隔离阀前后破口事故对非能动堆芯冷却系统的影响分析 被引量：1

4

作者 郝博涛 王楠 +2 位作者 钟佳 石洋 房芳芳 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第11期2073-2080,共8页

对于AP型核电站小破口失水事故(SBLOCA)试验进程,国内外有较为一致的认识,但对于相同尺寸破口在不同破口位置对试验进程、非能动堆芯冷却系统的影响仍需进一步研究。本文利用大型非能动堆芯冷却整体试验台架ACME开展了非能动余热排出系... 对于AP型核电站小破口失水事故(SBLOCA)试验进程,国内外有较为一致的认识,但对于相同尺寸破口在不同破口位置对试验进程、非能动堆芯冷却系统的影响仍需进一步研究。本文利用大型非能动堆芯冷却整体试验台架ACME开展了非能动余热排出系统(PRHRS)隔离阀前后破口事故试验工况研究,并以堆芯补水箱(CMT)侧冷管底部破口事故工况作为对比工况。试验结果表明:ACME开展的PRHRS隔离阀前后破口事故模拟工况事故进程符合典型SBLOCA进程,堆芯始终处在良好的冷却状态,非能动堆芯冷却系统的安全性得到有效验证;相同破口尺寸工况下,不同破口位置对事故进程有一定的影响,其中破口位置对CMT液位、安注流量的影响较为关键。对比工况中,PRHRS设备换热量也有较大不同,冷管破口和隔离阀后破口工况较隔离阀前破口工况换热量更大,但PRHRS换热管内部流动换热机理需进一步研究。 展开更多

关键词 小破口失水事故 PRHRS隔离阀前后破口事故 大型非能动堆芯冷却整体试验台架 非能动堆芯冷却系统

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RELAP 5分析非能动堆芯应急冷却系统实验结果 被引量：5

5

作者 彭云康 李夔宁 +1 位作者 童明伟 郑华 《重庆大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第3期85-88,共4页

先进压水堆的一个显著特点是非能动系统的高可靠性 ,评价这些系统的运行特性以及系统分析程序如RELAP5等的计算能力是非常重要的 ,用RELAP5 /MOD3.2程序对非能动堆芯应急冷却系统实验过程进行了模拟分析 ,通过计算结果与实验结果的比较 ... 先进压水堆的一个显著特点是非能动系统的高可靠性 ,评价这些系统的运行特性以及系统分析程序如RELAP5等的计算能力是非常重要的 ,用RELAP5 /MOD3.2程序对非能动堆芯应急冷却系统实验过程进行了模拟分析 ,通过计算结果与实验结果的比较 ,初步评价了RELAP5 /MOD3. 展开更多

关键词 RELAP5 非能动 堆芯应急冷却系统

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非能动堆芯应急冷却系统试验分析 被引量：1

6

作者 彭云康 李夔宁 +2 位作者 童明伟 郑华 肖泽军 《重庆大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第5期46-51,共6页

在改造后的AC6 0 0全压堆芯补水箱实验装置上 ,实验研究了不同尺寸的冷段破口 ,不同的堆芯补水箱压力平衡管以及自动卸压系统对非能动堆芯应急冷却系统瞬态特性的影响 ,描述了实验过程及实验结果。为先进压水堆非能动堆芯应急冷却系统... 在改造后的AC6 0 0全压堆芯补水箱实验装置上 ,实验研究了不同尺寸的冷段破口 ,不同的堆芯补水箱压力平衡管以及自动卸压系统对非能动堆芯应急冷却系统瞬态特性的影响 ,描述了实验过程及实验结果。为先进压水堆非能动堆芯应急冷却系统的设计提供了实验依据。 展开更多

关键词 非能动堆芯应急冷却系统 自动卸压系统 实验

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核动力舰船堆芯应急冷却供电系统分析 被引量：5

7

作者 薛伟 葛宋 马晓晨 《舰船科学技术》 北大核心 2013年第10期155-157,共3页

堆芯应急冷却系统用于反应堆事故停堆后堆芯余热的移除,对于核动力舰船的安全性至关重要。此系统的运行需要持续、可靠的应急供电系统提供电源。本文分析"北极"号核动力破冰船和"戴高乐"号核动力航母堆芯应急冷却... 堆芯应急冷却系统用于反应堆事故停堆后堆芯余热的移除,对于核动力舰船的安全性至关重要。此系统的运行需要持续、可靠的应急供电系统提供电源。本文分析"北极"号核动力破冰船和"戴高乐"号核动力航母堆芯应急冷却供电系统的特点,并结合美国核动力航母应急原动机和蓄电池的配备情况,初步探讨了其堆芯应急冷却供电系统的布置,最后总结得出核动力舰船堆芯应急冷却供电系统的设计原则。 展开更多

关键词 核动力舰船 核反应堆 应急堆芯冷却系统 供电系统

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一维自然循环比例分析的理论模型 被引量：9

8

作者 赵冬建 李胜强 +5 位作者 李玉全 顾汉洋 罗虎 卢冬华 J．Reyes 吴樵 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第8期964-968,共5页

整体性能试验研究是验证先进非能动压水堆核电站堆芯冷却系统设计有效性的核心技术,一回路系统两相自然循环热工水力特性比例分析是确定整体性能试验装置尺度的主要理论依据。以一维漂移流模型为基础,对整个一回路两相自然循环系统控制... 整体性能试验研究是验证先进非能动压水堆核电站堆芯冷却系统设计有效性的核心技术,一回路系统两相自然循环热工水力特性比例分析是确定整体性能试验装置尺度的主要理论依据。以一维漂移流模型为基础,对整个一回路两相自然循环系统控制方程积分,并求得稳态解,由此获得了系统的流动条件。应用初始流动条件与边界条件,对两相自然循环系统控制方程直接无量纲化,最终得到了整体性能试验装置与实际非能动电站热工水力特性的相似准则。 展开更多

关键词 比例分析 自然循环 非能动 堆芯冷却系统

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一维自然循环比例分析的结果与讨论 被引量：3

9

作者 赵冬建 李胜强 +5 位作者 李玉全 顾汉洋 罗虎 卢冬华 J.Reyes 吴樵 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第9期1076-1080,共5页

根据一维自然循环比例分析理论模型推导的试验装置与实际电站热工水力特性的相似准则,对整体性能试验装置主要参数的确定方法进行了深入讨论。结果表明:采用小尺度、等压力、同工质的实验装置模拟实际系统自然循环现象更为准确实际,单... 根据一维自然循环比例分析理论模型推导的试验装置与实际电站热工水力特性的相似准则,对整体性能试验装置主要参数的确定方法进行了深入讨论。结果表明:采用小尺度、等压力、同工质的实验装置模拟实际系统自然循环现象更为准确实际,单相和两相自然循环比例准则可同时满足,不存在复杂比例变化带来的失真,不利因素是试验成本偏高。同工质非等物性(不等压)模拟能够降低试验成本,但比例参数不能满足从单相自然循环到两相自然循环的平滑过渡。如保持功率连续,其速度比和特征时间比会有所差异。 展开更多

关键词 比例分析 自然循环 非能动 堆芯冷却系统

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钠冷快堆的失流事故分析 被引量：3

10

作者 王平 朱继洲 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 1996年第2期180-184,共5页

钠冷快堆的失流事故分析王平，朱继洲（西安交通大学）关键词钠冷快堆，事故分析，失流１引言在钠冷快堆中，最典型的堆芯冷却系统故障或破坏事故是失流事故。作为设计基准事故之一，失流事故一旦发生，就要求事故保护停堆系统立即动作... 钠冷快堆的失流事故分析王平，朱继洲（西安交通大学）关键词钠冷快堆，事故分析，失流１引言在钠冷快堆中，最典型的堆芯冷却系统故障或破坏事故是失流事故。作为设计基准事故之一，失流事故一旦发生，就要求事故保护停堆系统立即动作，实现事故保护停堆。但是，如果反应... 展开更多

关键词 钠冷快堆 事故分析 失流 堆芯冷却系统故障 核设施安全

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RELAP5/MOD3.3程序对非能动核电厂小破口失水事故的适用性研究 被引量：4

11

作者 徐财红 史国宝 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第2期291-297,共7页

AP1000核电厂采用非能动堆芯冷却系统来缓解小破口失水事故(SBLOCA),缓解事故的理念是流动冷却。RELAP5/MOD3.3程序适用于传统核电厂SBLOCA研究,对于非能动电厂SBLOCA研究的适用性需重新研究与评估。本工作基于非能动电厂小破口失水事... AP1000核电厂采用非能动堆芯冷却系统来缓解小破口失水事故(SBLOCA),缓解事故的理念是流动冷却。RELAP5/MOD3.3程序适用于传统核电厂SBLOCA研究,对于非能动电厂SBLOCA研究的适用性需重新研究与评估。本工作基于非能动电厂小破口失水事故的分析,结合RELAP5/MOD3.3的结构与模型,对其进行评估和改进。为验证改进后的RELAP5/MOD3.3的适用性,以AP1000小破口失水事故的验证试验台架APEX-1000为模拟对象,分析模拟DBA-02、NRC-05事故工况。分析结果表明,改进后的RELAP5/MOD3.3的计算结果与试验数据符合较好。 展开更多

关键词 APEX-1000 非能动堆芯冷却系统 RELAP5 MOD3 3 小破口失水事故

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ACME试验台架典型小破口工况试验及数值分析 被引量：12

12

作者 房芳芳 杨福明 +1 位作者 郝博涛 王楠 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第8期1393-1399,共7页

对我国首个大型非能动堆芯冷却系统整体试验台架(ACME)中的典型小破口事故进行了试验及数值分析。分析结果表明:在ACME上开展的典型小破口试验,其事故序列及试验现象符合预期;RELAP5数值分析的主要结果能较好地反映试验现象,与试验结果... 对我国首个大型非能动堆芯冷却系统整体试验台架(ACME)中的典型小破口事故进行了试验及数值分析。分析结果表明:在ACME上开展的典型小破口试验,其事故序列及试验现象符合预期;RELAP5数值分析的主要结果能较好地反映试验现象,与试验结果吻合良好;堆芯棒束区相间摩擦模型的选用对堆芯坍塌液位的计算有较大影响,在不同阶段选用不同的模型可使计算结果更好地与试验值相匹配。 展开更多

关键词 非能动堆芯冷却系统整体试验台架 小破口 试验 RELAP5

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CPR1000安全壳地坑滤网上游分析 被引量：3

13

作者 王庆礼 李海伦 +1 位作者 韩志航 唐辉 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2010年第S1期203-210,共8页

安全壳地坑滤网承担了重要的安全功能,其性能直接决定了应急堆芯冷却系统(ECCS)的可靠性和核电站的安全性。在早期设计中,假设安全壳地坑滤网堵塞率小于50%,这一假设不是保守的,存在现实的重大核安全风险,应该予以改进。地坑滤网上游分... 安全壳地坑滤网承担了重要的安全功能,其性能直接决定了应急堆芯冷却系统(ECCS)的可靠性和核电站的安全性。在早期设计中,假设安全壳地坑滤网堵塞率小于50%,这一假设不是保守的,存在现实的重大核安全风险,应该予以改进。地坑滤网上游分析用于确定地坑滤网设计条件,是地坑滤网改进的关键步骤。本文介绍了CPR1000安全壳地坑滤网上游分析的相关技术过程、研究经验及主要技术结论。通过精细分析方法在碎片产生及碎片传输分析环节中的应用,有效地减少了地坑滤网碎片负载估算量,避免了因过度保守引起的设备设计和布置困难。上游分析成果不仅用于岭澳二期地坑滤网改进项目,还可为优化后续CPR1000地坑滤网设计方案提供指导。 展开更多

关键词 CRP1000 地坑滤网 应急堆芯冷却系统

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全厂断电工况下ACME台架PRHR HX模化失真分析

14

作者 刘宇生 许超 +3 位作者 谭思超 靖剑平 庄少欣 王楠 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第10期1689-1695,共7页

在大型先进非能动核电厂安全审评过程中,我国核安全监管机构利用非能动堆芯冷却系统整体试验(ad⁃vanced core-cooling mechanism experiment,ACME)开展了全厂断电(station blackout,SBO)整体效应试验,为评估缩比非能动余热排出换热器(pa... 在大型先进非能动核电厂安全审评过程中,我国核安全监管机构利用非能动堆芯冷却系统整体试验(ad⁃vanced core-cooling mechanism experiment,ACME)开展了全厂断电(station blackout,SBO)整体效应试验,为评估缩比非能动余热排出换热器(passive residual heat removal heat exchanger,PRHR HX)对原型性能的再现能力,本文分析了缩比PRHR HX的流动换热特性,利用多级双向模化分析方法开展了PRHR HX支路自然循环现象的模化分析,研究了SBO试验PRHR HX的失真特性。结果表明:以热阱数为主要模化准则的缩比PRHR HX具有良好的换热性能,事故期间可有效载出堆芯衰变热,实现与堆芯衰变功率的匹配;ACME缩比PRHR换热器以可接受的失真再现了原型的换热能力、通流能力和流动阻力特性;事故瞬态过程中,PRHR自然循环过程的特征时间和模化准则数均呈现动态变化,导致缩比PRHR HX的模化失真也具有显著的动态特性。 展开更多

关键词 全厂断电 试验模拟 比例分析 自然循环 非能动堆芯冷却系统整体试验 比例失真 动态特性 非能动余热排出

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CPR1000核岛ECCS设计优化

15

作者 朱峰 魏淑虹 +1 位作者 王庆礼 唐辉 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2010年第S1期174-181,共8页

在CPR1000堆型现有设计方案中,安注管线上没有热交换器,发生LOCA等事故后,需要安注系统和安全壳喷淋系统同时运行才能将堆芯热量导出安全壳。本文基于"CPR1000核岛ECCS(应急堆芯冷却系统)设计综合优化"的理念,提出对CPR1000现... 在CPR1000堆型现有设计方案中,安注管线上没有热交换器,发生LOCA等事故后,需要安注系统和安全壳喷淋系统同时运行才能将堆芯热量导出安全壳。本文基于"CPR1000核岛ECCS(应急堆芯冷却系统)设计综合优化"的理念,提出对CPR1000现有H4管线进行改进,克服现有H4管线只能用于远期互备的缺点,实现事故后安注系统和安全壳喷淋系统快速互备的目的,提高CPR1000核电站的安全性。此外,通过本改进的实施,可以在事故稳定后适时停止安全壳喷淋,从而终止事故后对安全壳地坑滤网危害性较大的化合物的产生过程,提高事故后ECCS的长期安全性。 展开更多

关键词 CPR1000 H4管线 应急堆芯冷却系统 ECCS

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T型管热混合温度波动特性研究 被引量：1

16

作者 任五岳 田文喜 +4 位作者 边嘉伟 于国军 汪刘 苏光辉 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第8期1371-1378,共8页

在反应堆发生失水事故(LOCA)时,一回路系统压力降低,产生大量蒸汽,堆芯应急冷却系统(ECCS)启动后,安注水注入冷腿后在T型管处与蒸汽发生热混合,温度会出现明显波动,同时伴随有一定的回流。本文以T型管中冷热流体混合为研究对象,开展了... 在反应堆发生失水事故(LOCA)时,一回路系统压力降低,产生大量蒸汽,堆芯应急冷却系统(ECCS)启动后,安注水注入冷腿后在T型管处与蒸汽发生热混合,温度会出现明显波动,同时伴随有一定的回流。本文以T型管中冷热流体混合为研究对象,开展了安注过冷水与冷腿中的饱和蒸汽热混合实验。研究内容主要为过冷水与饱和蒸汽在水平T型管发生热混合之后的水跃和回流现象,基于动量分析的方法,分析了不同流型对热混合后温度分布的影响,提出了两相流动量比关系式用于分析T型管内温度波动特性。 展开更多

关键词 T型管 堆芯应急冷却系统 LOCA 热混合 温度波动

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