AP1000非能动堆芯冷却系统热态性能试验的安全监管

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作者 刘宇 杨鹏 +3 位作者 冯进军 孙微 石生春 柴国旱 《核安全》 2018年第6期37-43,共7页

非能动堆芯冷却系统热态性能试验是AP1000首批机组预运行试验阶段一项重要的调试项目,其中包含多项首堆或首三堆调试试验。国家核安全局对该项调试试验执行过程进行安全监管时,遇到了不少的问题和挑战。本文梳理和总结了AP1000依托项目... 非能动堆芯冷却系统热态性能试验是AP1000首批机组预运行试验阶段一项重要的调试项目,其中包含多项首堆或首三堆调试试验。国家核安全局对该项调试试验执行过程进行安全监管时,遇到了不少的问题和挑战。本文梳理和总结了AP1000依托项目非能动堆芯冷却系统热态性能调试试验在安全监管过程中发现的问题和挑战,并提出解决建议。 展开更多

关键词 安全监管 首堆 AP1000 调试 非能动堆芯冷却系统

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非能动堆芯冷却系统LOCA下冷却能力分析 被引量：7

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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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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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CAP1400核电站非能动安全壳冷却系统综合性能试验研究 被引量：3

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作者 常华健 高彬 +4 位作者 赵瑞昌 范普成 周明正 常磊 施文博 《中国核电》 2019年第1期31-35,共5页

CAP1400非能动安全壳冷却系统(Passive Containment Cooling System,PCS)仍采用与AP600和AP1000相同的先进非能动设计理念。本研究针对CAP1400的非能动安全壳冷却系统,设计并建造了非能动安全壳冷却系统综合性能试验平台(Containment sa... CAP1400非能动安全壳冷却系统(Passive Containment Cooling System,PCS)仍采用与AP600和AP1000相同的先进非能动设计理念。本研究针对CAP1400的非能动安全壳冷却系统,设计并建造了非能动安全壳冷却系统综合性能试验平台(Containment safety vErification via integRal Test facility,CERT),开展了试验研究。对CAP1400非能动安全壳冷却系统综合性能试验验证需求,试验装置的设计特点、研究内容及代表性的试验结果进行了介绍。通过PCS综合性能试验的开展,研究了非能动安全壳冷却系统的事故响应特性及关键物理现象,为CAP1400的安全评审及相关安全分析程序验证提供了试验结果支撑。 展开更多

关键词 非能动安全壳冷却系统 热工水力试验 CAP1400

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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

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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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基于WGOTHIC程序的非能动安全壳冷却系统传热特性分析 被引量：2

6

作者 胡健 温丽晶 +4 位作者 石兴伟 雷蕾 许超 乔雪冬 倪陈宵 《核安全》 2017年第4期71-77,共7页

本文基于WGOTHIC程序对非能动安全壳冷却系统(Passive Containment Cooling System,简称PCS)原型及其整体性能试验台架进行建模,分析了基准工况和恶劣工况下安全壳内的压力变化和传热特性变化过程。结果表明:恶劣工况下PCS系统的冷却能... 本文基于WGOTHIC程序对非能动安全壳冷却系统(Passive Containment Cooling System,简称PCS)原型及其整体性能试验台架进行建模,分析了基准工况和恶劣工况下安全壳内的压力变化和传热特性变化过程。结果表明:恶劣工况下PCS系统的冷却能力受到了一定限制,使安全壳在事故初期的冷却降压速率略有下降,但从长期来看仍可有效实现安全壳的降温降压。事故后安全壳内热阱吸热速率迅速下降,通过安全壳内壁面冷凝吸收的热量比例逐渐增大,最终通过安全壳壳体壁面"冷凝—导热—蒸发"通道载出能量的速率和事故中破口输入能量的速率将达到平衡。 展开更多

关键词 非能动安全壳 比例分析 传热特性 整体试验台架

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AP1000非能动堆芯冷却系统冲洗方案及改进

7

作者 王超俊 颜真 《科技创新与应用》 2017年第5期117-117,共1页

AP1000非能动堆芯冷却系统的冲洗是调试阶段重要过程,文章通过分析该系统的冲洗过程,提出改进意见,对后续机组提高冲洗效率有指导意义。

关键词 AP1000非能动堆芯 冷却系统 冲洗方案

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整体试验台架非能动换热器的比例模化及设计 被引量：2

8

作者 刘宇生 许超 +1 位作者 谭思超 庄少欣 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第3期449-455,共7页

针对整体试验台架中非能动换热器(PHX)的缩比设计问题,本文对不同核电堆型、不同事故中PHX的工作特点进行了分析。通过建立PHX控制方程并进行模化分析,获得了PHX模拟体与原型PHX之间应满足的通用相似准则,确定了缩比PHX参数设计应满足... 针对整体试验台架中非能动换热器(PHX)的缩比设计问题,本文对不同核电堆型、不同事故中PHX的工作特点进行了分析。通过建立PHX控制方程并进行模化分析,获得了PHX模拟体与原型PHX之间应满足的通用相似准则,确定了缩比PHX参数设计应满足的比例关系,并以ACME台架为例进行了缩比PHX的模化设计和失真评估。结果表明:通流面积比和热源数是整体台架PHX设计应遵循的主要相似准则,浮升数和阻力数主要通过PHX系统回路阻力调节来满足;根据通流面积比和热源数相似准则设计的PHX可以满足整体台架对破口和非破口等不同类型事故的模拟要求,且具有较小的比例失真。 展开更多

关键词 比例分析 非能动换热器 自然循环 理论模型 全厂断电 整体效应试验

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非能动安全壳围堰分配盒改进设计与试验

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作者 王彦之 鲁仰辉 王妍 《动力工程学报》 CAS CSCD 北大核心 2017年第6期508-512,共5页

以冷却水在分配盒中的流动为研究对象,建立了分配盒的水分配模型,提出了立管和浮球2种围堰分配盒概念,通过计算确定了关键参数,并在水分配试验台架上完成了试验验证.结果表明:在特征雷诺数约220时,立管分配盒使水膜覆盖率提高了4.9%,浮... 以冷却水在分配盒中的流动为研究对象,建立了分配盒的水分配模型,提出了立管和浮球2种围堰分配盒概念,通过计算确定了关键参数,并在水分配试验台架上完成了试验验证.结果表明:在特征雷诺数约220时,立管分配盒使水膜覆盖率提高了4.9%,浮球分配盒使水膜覆盖率提高了3.8%;在特征雷诺数约130时,立管分配盒使水膜覆盖率提高了3.1%,浮球分配盒使水膜覆盖率提高了5.3%;2种设计方案均能有效降低收集水箱液位的均方差,提高小体积流量下的覆盖率. 展开更多

关键词 非能动安全壳 冷却系统 水分配试验 围堰分配盒 覆盖率

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整体比例试验中PRHR比例分析与相似准则 被引量：4

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作者 叶子申 李玉全 +1 位作者 陈炼 房芳芳 《节能技术》 CAS 2016年第3期205-210,共6页

在非能动核电站当中,PRHR(非能动余热排出,Passive Residual Heat Removal)是非能动安全系统的重要组成,是事故后、尤其是全厂断电事故后,用于载出堆芯衰变热的重要途径。在高度比例降低的整体试验中,要保证PRHR中的现象与原型的相似性... 在非能动核电站当中,PRHR(非能动余热排出,Passive Residual Heat Removal)是非能动安全系统的重要组成,是事故后、尤其是全厂断电事故后,用于载出堆芯衰变热的重要途径。在高度比例降低的整体试验中,要保证PRHR中的现象与原型的相似性,需要通过理论分析和推导,从理论上证明模拟的准确性,并得到相关的设计准则,才能保证整体试验结果的准确性。通过对事故进程中PRHR主要物理过程和现象进行识别和分析,并进行PRHR的比例分析,得到PRHR在整体试验台架进行事故模拟过程时所需满足的关键比例准则。对不同缩比尺度的比例分析和失真评价结果表明,缩比台架中PRHR的相似准则不能同时得到满足,需要根据试验目的进行选择和取舍;台架整体的高度比(长度比)越接近1,则失真越小。 展开更多

关键词 PRHR 比例分析 非能动 整体试验

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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

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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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安全壳冷却试验蒸发特征数不确定度评定方法及其应用 被引量：3

12

作者 孙流莉 阳祥 +3 位作者 赵瑞昌 刘云焰 常磊 周明正 《动力工程学报》 CAS CSCD 北大核心 2015年第8期687-692,共6页

建立了非能动安全壳冷却系统性能试验中壳外蒸发散热现象无量纲特征数的不确定度计算模型,并对某次试验中壳外蒸发特征数的不确定度进行了详细计算和分析.结果表明:在现有试验精度下和所关注的试验时间范围内,蒸发特征数的2倍扩展相对... 建立了非能动安全壳冷却系统性能试验中壳外蒸发散热现象无量纲特征数的不确定度计算模型,并对某次试验中壳外蒸发特征数的不确定度进行了详细计算和分析.结果表明:在现有试验精度下和所关注的试验时间范围内,蒸发特征数的2倍扩展相对不确定度约为10%;壳内释放蒸汽质量流量对蒸发特征数不确定度的影响最大,冷却水进、出口质量流量的影响次之,提高这3方面的测量精度可有效减小蒸发特征数的不确定度. 展开更多

关键词 非能动安全壳冷却系统 缩比例试验 蒸发特征数 不确定度评定

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大功率压水堆PCS水分配试验系统设计与实现 被引量：1

13

作者 鲁仰辉 常华健 +3 位作者 赵瑞昌 王彦之 王妍 刘璐 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第5期835-840,共6页

针对大功率非能动安全壳基准事故下的水流特征,采用和原型安全壳相同尺寸比例及切片形式,设计了椭球扇面试验台架装置和相应的测量系统以研究安全壳穹顶水膜覆盖率和延迟时间等关键参数与冷却水流量之间的关系。同时开发了大空间曲率表... 针对大功率非能动安全壳基准事故下的水流特征,采用和原型安全壳相同尺寸比例及切片形式,设计了椭球扇面试验台架装置和相应的测量系统以研究安全壳穹顶水膜覆盖率和延迟时间等关键参数与冷却水流量之间的关系。同时开发了大空间曲率表面的视频测量系统,通过电容探针及其三维可调节支架系统实现了本体各处的水膜厚度非接触式测量,并对关键测量系统进行了标定。初步分析结果表明,试验本体及回路设计合理可行,获得了水膜覆盖率和相对延迟时间随雷诺数的变化关系。 展开更多

关键词 非能动安全壳冷却系统 水分配试验 水膜覆盖率 水膜厚度 延迟时间

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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

14

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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ACME台架全厂断电事故试验研究 被引量：6

15

作者 刘宇生 许超 +3 位作者 房芳芳 靖剑平 王楠 安婕铷 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第8期1438-1444,共7页

为研究AP型非能动核电厂全厂断电事故下的运行特性,利用大型非能动堆芯冷却系统整体试验(ACME)台架开展了试验研究,分析了主要的试验进程和关键参数的变化特点。研究结果表明:ACME台架全厂断电试验的事故序列及试验现象与已有分析一致,... 为研究AP型非能动核电厂全厂断电事故下的运行特性,利用大型非能动堆芯冷却系统整体试验(ACME)台架开展了试验研究,分析了主要的试验进程和关键参数的变化特点。研究结果表明:ACME台架全厂断电试验的事故序列及试验现象与已有分析一致,符合预期,试验再现了AP型非能动核电厂全厂断电的事故进程;在整个事故过程中,稳压器水位升高,但未发生满溢,非能动余热排出(PRHR)系统换热功率可与衰变功率达到平衡,堆芯余热可有效载出;堆芯补水箱(CMT)和安全壳内置换料水箱(IRWST)初始条件对非能动余热排出阶段的事故进程具有重要影响,在1列CMT投入失效或IRWST异常等不利初始条件下,模化后的非能动堆芯冷却系统(PXS)仍可满足事故验收准则。 展开更多

关键词 全厂断电 ACME台架 整体试验 非能动安全

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应用GOTHIC程序三维模型模拟综合性能试验热工响应过程 被引量：2

16

作者 王国栋 杨建锋 +3 位作者 韦胜杰 王章立 王喆 张迪 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第11期1960-1967,共8页

本文选取重大专项综合性能试验开展的主蒸汽管道断裂事故全过程瞬态模拟工况作为基准工况,应用GOTHIC程序进行了详细的三维建模,模拟了试验壳大空间和热阱储热、蒸汽在壳体内壁面冷凝、壳体外壁面水膜蒸发等传热传质过程。通过对比试验... 本文选取重大专项综合性能试验开展的主蒸汽管道断裂事故全过程瞬态模拟工况作为基准工况,应用GOTHIC程序进行了详细的三维建模,模拟了试验壳大空间和热阱储热、蒸汽在壳体内壁面冷凝、壳体外壁面水膜蒸发等传热传质过程。通过对比试验数据和程序计算结果,研究试验壳大空间的热工响应特性和程序模型的适用性。研究结果表明:程序模型能很好地分析试验壳温度、压力变化趋势,尤其是在蒸汽大流量喷放后阶段,程序分析结果和试验结果符合很好。另外,喷口的射流类型会显著影响大空间温度分层现象,进而影响蒸汽在试验壳体内壁面的冷凝过程。该研究结果可为后续应用GOTHIC程序分析非能动核电厂安全壳响应的可行性提供参考和借鉴。 展开更多

关键词 非能动安全壳冷却系统 GOTHIC程序 综合性能试验 排热过程

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一维自然循环比例分析的理论模型 被引量：9

17

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

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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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全厂断电工况下ACME台架PRHR HX模化失真分析

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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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三门核电站1号机组冷试成功

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《中国核电》 2016年第3期291-291,共1页

8月18日，AP1000依托项目三门核电站1号机组冷态功能试验通过专家评审。目前，冷试阶段主泵、非能动堆芯冷却系统、非能动安全壳冷却系统等设备及系统的相关试验结果正常，满足设计要求。（摘编自中国经济新闻网2016年8月23日报道）

关键词 1号机组 核电站 冷试 三门 非能动安全壳 AP1000 冷却系统 功能试验

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