直接注入管线失水事故非能动安全系统运行特性研究

1

作者 黄志刚 张妍 +4 位作者 鲁晓东 彭传新 昝元锋 卓文彬 闫晓 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第11期2021-2027,共7页

小型模块式反应堆ACP100采用了非能动安全和模块化设计技术,可用于地区集中供暖、海水淡化和核动力商船等多个方面。其中,非能动安全设计主要包括非能动应急堆芯冷却系统、非能动余热排出系统等非能动安全系统和自动卸压等专设措施。针... 小型模块式反应堆ACP100采用了非能动安全和模块化设计技术,可用于地区集中供暖、海水淡化和核动力商船等多个方面。其中,非能动安全设计主要包括非能动应急堆芯冷却系统、非能动余热排出系统等非能动安全系统和自动卸压等专设措施。针对ACP100非能动安全设计技术特点,在中国核动力研究设计院非能动安全系统综合性能缩比试验装置上开展了大量失水事故系统特性试验研究,根据试验数据分析,获得了非能动安全系统在直接注入管线发生破口后系统的综合响应特性,掌握了系统间的相互影响规律,并初步评估其对堆芯的冷却效果。 展开更多

关键词 ACP100非能动安全系统 直接注入管线 失水事故

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小型堆非能动安全系统初步设计 被引量：2

2

作者 王珏 陈力生 +1 位作者 蔡琦 张晓辉 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第4期581-588,共8页

非能动安全系统能够极大减轻事故工况下对柴油发电机、水泵等能动设备的依赖,已在第三代核电技术中广泛应用。为进一步提高小型堆的安全性,针对6个非能动安全系统提出初步设计方案。本文使用RELAP5和MELCOR程序建立分析模型,包括主系统... 非能动安全系统能够极大减轻事故工况下对柴油发电机、水泵等能动设备的依赖,已在第三代核电技术中广泛应用。为进一步提高小型堆的安全性,针对6个非能动安全系统提出初步设计方案。本文使用RELAP5和MELCOR程序建立分析模型,包括主系统、部分二回路系统和安全壳系统,以模拟大破口失水事故工况及全厂断电工况下的堆芯及安全壳响应。结果表明,当前非能动安全系统的协同运行能够有效预防和缓解事故。在大破口失水事故工况下,燃料包壳峰值温度、安全壳压力和温度不会超限,且有较高的安全裕量;全厂断电工况下,压力容器不会被熔穿、安全壳不会发生早期或晚期超压失效,且安全壳内不存在氢气燃爆转变和爆炸的风险。本文提出的设计方案具有一定的工程参考价值。 展开更多

关键词 小型堆 非能动安全系统 大破口失水事故 全厂断电

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AP1000核电站非能动安全系统的比较优势 被引量：15

3

作者 叶成 郑明光 +1 位作者 韩旭 陈松 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第10期1221-1225,共5页

面对日益增长的核电发展需求,几乎所有的国家都把新的核电项目定位于第Ⅲ代核电技术,其中一个重要原因就是因为第Ⅲ代核电技术的安全性相对于第Ⅱ代和Ⅱ+核电技术的安全性有了很大提高。第Ⅲ代核电技术中的AP1000采用非能动安全技术,极... 面对日益增长的核电发展需求,几乎所有的国家都把新的核电项目定位于第Ⅲ代核电技术,其中一个重要原因就是因为第Ⅲ代核电技术的安全性相对于第Ⅱ代和Ⅱ+核电技术的安全性有了很大提高。第Ⅲ代核电技术中的AP1000采用非能动安全技术,极大提高了安全性能指标。对AP1000与第Ⅱ代核电技术中具有代表性的安全系统,即AP1000中的非能动安全壳冷却系统(PCS)和第Ⅱ代核电中的喷淋系统(SCS),进行了比较,从概率安全评价(PSA)的角度对它们进行分析,通过具体计算得出了非能动安全系统具有比较优势的原因。 展开更多

关键词 AP1000 非能动 非能动安全壳冷却系统 喷淋系统

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WSMR非能动安全系统在全厂断电事故下的事故缓解能力分析

4

作者 陈钧 缪惠芳 +1 位作者 李卓成 石兴伟 《厦门大学学报（自然科学版）》 CAS CSCD 北大核心 2019年第6期864-872,共9页

先进的小型模块化反应堆(简称小堆)设计广泛地采用一体化结构设计与非能动安全理念,使小堆固有安全性显著提升.然而,在实现小堆广泛商用化之前,需要对其安全性进行全面评估.该研究利用严重事故分析程序MELCOR,对WSMR(Westinghouse small... 先进的小型模块化反应堆(简称小堆)设计广泛地采用一体化结构设计与非能动安全理念,使小堆固有安全性显著提升.然而,在实现小堆广泛商用化之前,需要对其安全性进行全面评估.该研究利用严重事故分析程序MELCOR,对WSMR(Westinghouse small modular reactor)进行建模,以全厂断电事故为基础事故序列,分析了全厂断电事故在WSMR中的事故进程;同时对非能动安全系统在全厂断电事故下的缓解能力进行了研究,其中着重探讨堆芯补水箱的事故缓解作用,并针对堆芯补水箱的有效运行数量与启用时间进行了敏感性分析.研究结果表明:全厂断电事故会导致堆芯冷却能力下降,从而造成堆芯坍塌失效;而堆芯补水箱能够为反应堆提供额外的冷却剂,且利用余热移除热交换器将堆芯余热移至外部最终热阱水箱中,从而保证堆芯的长期冷却.相关敏感性分析结果表明:在其他非能动安全设施全部失效的情况下,至少需要2个正常运行的堆芯补水箱才能有效缓解事故;在堆芯补水箱启动失败的情况下,若考虑重新启用堆芯补水箱,重启时间应不晚于52.5 ks才能避免堆芯结构损坏.该研究结果可为相关小堆的严重事故管理导则的制定和改进提供参考,从而增强对全厂断电事故的应对能力,同时有利于提升模块化小堆非能动安全系统的事故缓解能力. 展开更多

关键词 西屋小型模块化反应堆 全厂断电 非能动安全系统 堆芯补水箱

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非能动安全壳冷却系统空气混合对流换热试验研究 被引量：1

5

作者 杨鹏 王国栋 +3 位作者 李万总 黄思洋 周明慧 刘宇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第4期771-782,共12页

为论证大型非能动核电厂空气导流板优化方案的可行性,搭建了安全壳冷却能力验证试验台架(COCOVET)。本文选取COCOVET空气冷却试验工况,采用粒子图像测速(PIV)手段将非能动安全壳冷却系统(PCS)环腔的空气流动可视化,通过对比试验数据和... 为论证大型非能动核电厂空气导流板优化方案的可行性,搭建了安全壳冷却能力验证试验台架(COCOVET)。本文选取COCOVET空气冷却试验工况,采用粒子图像测速(PIV)手段将非能动安全壳冷却系统(PCS)环腔的空气流动可视化,通过对比试验数据和程序模拟结果,研究PCS环腔空气强迫对流和自然对流并存的混合对流换热现象,论证导流板优化方案可行性。研究结果表明:PCS环腔下降段空气到达导流板尾部区域后,大部分空气折流180°进入上升段,沿导流板向上流动,少量空气沿冷却面继续向下流动。在无导流板区域,加热面传热方式以偏自然对流类型为主,加热面热流密度沿高度方向基本不变。在有导流板区域,PCS环腔上升段存在明显的入口效应,加热面热流密度呈现迅速增加后降低的趋势。安全壳安全分析程序计算值和试验值符合良好,适用于模拟空气混合对流换热过程。研究结果验证了大型非能动核电厂导流板优化方案可行性,也丰富了空气混合对流换热研究内容。 展开更多

关键词 空气导流板 非能动安全壳冷却系统 空气混合对流换热 程序适用性

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非能动安全壳冷却系统DBC工况下流动传热特性研究 被引量：2

6

作者 梁潇 肖术芳 +1 位作者 陶俊 谢小飞 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第2期385-394,共10页

拓展非能动安全系统的应用场景、简化安全系统及支持系统的设计、提高电厂经济性是三环路压水堆优化创新的主要方向之一,使用非能动安全壳冷却系统(PCS)应对设计基准工况(DBC)是重要技术选项,在DBC工况下利用PCS有效导出安全壳内热量,... 拓展非能动安全系统的应用场景、简化安全系统及支持系统的设计、提高电厂经济性是三环路压水堆优化创新的主要方向之一,使用非能动安全壳冷却系统(PCS)应对设计基准工况(DBC)是重要技术选项,在DBC工况下利用PCS有效导出安全壳内热量,使安全壳内温度、压力及相应的放射性释放满足限值要求。本文基于三环路压水堆开式非能动安全壳冷却系统,采用RELAP/SCDAP-SIM程序建模,开展该系统在DBC工况下的流动传热特性研究,分析影响该系统应对DBC可行性的关键因素。研究结果表明,在不改变换热器形式的情况下,为了应对DBC工况,换热器传热管数量与严重事故工况相比将增加约2.5倍,该系统在安全壳内的布置成为限制其可行性的关键因素。传热管管径和壁厚对系统自然循环能力和导热功率影响较小。系统冷热芯位差不能过高,否则无法建立有效的自然循环。蒸汽冷凝换热系数是系统导热功率的关键影响因素,有必要开展在DBC环境条件下安全壳内蒸汽冷凝换热实验,获得与真实条件更加符合的换热系数。本文研究成果为PCS应对DBC相关的系统、换热器设计及工程验证提供参考。 展开更多

关键词 非能动安全壳冷却系统 流动传热特性 设计基准工况

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基于自适应代理模型的非能动系统可靠性分析 被引量：1

7

作者 王晨阳 夏庚磊 +2 位作者 彭敏俊 徐青蓝 陈果 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第2期383-389,共7页

许多先进反应堆采用非能动设计来提高安全性,开展可靠性分析研究是推动其广泛应用的重要环节。由于非能动安全系统依赖于自然循环等物理法则实现系统功能,更容易受到不确定性因素的影响。热工水力过程失效是导致非能动系统失效的主要原... 许多先进反应堆采用非能动设计来提高安全性,开展可靠性分析研究是推动其广泛应用的重要环节。由于非能动安全系统依赖于自然循环等物理法则实现系统功能,更容易受到不确定性因素的影响。热工水力过程失效是导致非能动系统失效的主要原因,而传统的故障树等方法无法分析这类失效概率。本文通过热工水力结果训练代理模型,并基于自适应抽样策略有效减少热工水力程序调用次数,通过高度非线性测试函数验证了算法的计算效率,并应用于某一体化压水堆的非能动余热排出系统。计算结果表明:采用自适应克里金模型相比于传统蒙特卡罗与传统克里金模型方法具有更高的计算效率。 展开更多

关键词 非能动安全系统 可靠性 代理模型 概率安全分析 一体化压水堆 RELAP5 自适应抽样

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典型严重事故非能动安全壳冷却系统效果分析 被引量：7

8

作者 邹杰 佟立丽 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期362-368,共7页

先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统(PCCS)在事故下维持安全壳完整性,包括重力喷洒形成安全壳外部水膜冷却和空气冷却流道中空气对流传热。针对严重事故下PCCS效果研究,建立了非能动压水堆安全壳及非能动安全壳冷却系统的传热分析模型... 先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统(PCCS)在事故下维持安全壳完整性,包括重力喷洒形成安全壳外部水膜冷却和空气冷却流道中空气对流传热。针对严重事故下PCCS效果研究,建立了非能动压水堆安全壳及非能动安全壳冷却系统的传热分析模型(包括对流传热及蒸发/冷凝传热),并耦合反应堆主系统模型及专设安全设施模型。通过与西屋公司PCCS大尺度试验结果的比对验证了模型的可用性,进而针对非能动先进压水堆选取全厂断电、热段小破口失水始发事故作为典型严重事故序列,模拟了事故进程、主系统响应及安全壳的响应,分析了PCCS对安全壳的降温、降压作用。结果表明,安全壳压力72h内未超过安全限值,保持安全壳完整性。 展开更多

关键词 非能动安全壳冷却系统 全厂断电事故 热段小破口失水事故 严重事故分析

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应用GOTHIC8.0程序模拟非能动安全壳冷却系统冷凝和蒸发现象的适用性研究 被引量：3

9

作者 王国栋 扈本学 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第8期1416-1421,共6页

在非能动安全壳冷却系统(PCS)设计基准事故的排热过程中,安全壳内壁面蒸汽冷凝现象和安全壳外壁面水膜蒸发现象是两种非常关键的排热途径。本文应用GOTHIC8.0程序模拟了安全壳内壁面蒸汽冷凝和安全壳外壁面水膜蒸发传热过程,并通过蒸汽... 在非能动安全壳冷却系统(PCS)设计基准事故的排热过程中,安全壳内壁面蒸汽冷凝现象和安全壳外壁面水膜蒸发现象是两种非常关键的排热途径。本文应用GOTHIC8.0程序模拟了安全壳内壁面蒸汽冷凝和安全壳外壁面水膜蒸发传热过程,并通过蒸汽冷凝试验和水膜蒸发试验数据,对GOTHIC程序的模拟结果进行了分析和评价。研究结果表明:GOTHIC程序的蒸汽冷凝模型可较好地模拟蒸汽冷凝传热现象;水膜蒸发模型明显低估了水膜蒸发换热量,这对设计基准事故安全壳完整性分析是非常保守的,建议对GOTHIC程序进行适当开发,更好地模拟水膜蒸发换热过程。 展开更多

关键词 非能动安全壳冷却系统 GOTHIC 蒸汽冷凝 水膜蒸发

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非能动安全壳冷却系统膜状冷凝强化换热设计 被引量：1

10

作者 刘家磊 蔡琦 陈玉清 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第7期1202-1207,共6页

非能动安全壳冷却系统(PCCS)能在反应堆发生事故时将安全壳内部的热量及时导出,避免安全壳因超温、超压而失效。为强化换热,本文设想在安全壳内部安装阻隔带和液滴收集装置,通过降低层流区液膜厚度、扰动不可凝气体隔离层并充分利用湍... 非能动安全壳冷却系统(PCCS)能在反应堆发生事故时将安全壳内部的热量及时导出,避免安全壳因超温、超压而失效。为强化换热,本文设想在安全壳内部安装阻隔带和液滴收集装置,通过降低层流区液膜厚度、扰动不可凝气体隔离层并充分利用湍流的换热强化作用,降低总的换热热阻,提高换热效率。以AP1000为例,依托GDLM模型对改进前后安全壳的换热情况进行分析,结果表明,通过安装阻隔带和液滴收集装置,能降低安全壳壁面的液膜厚度,提高壁面热流量,从而实现强化换热。 展开更多

关键词 安全壳 非能动安全壳冷却系统 膜状冷凝 强化换热

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全厂断电事故下壳内热工水力与非能动安全壳热量导出系统耦合特性实验研究 被引量：1

11

作者 李伟 初炜钰 +3 位作者 丛继东 张楠 孟兆明 孙中宁 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期1096-1103,共8页

为研究全厂断电始发的严重事故下安全壳内热工水力与非能动安全壳热量导出系统的耦合特性,本文利用PANGU安全壳综合试验装置研究了全厂断电事故工况下壳内温度分布特性、氦气分布特性以及壳内流场特性,并分析了非能动安全壳热量导出系... 为研究全厂断电始发的严重事故下安全壳内热工水力与非能动安全壳热量导出系统的耦合特性,本文利用PANGU安全壳综合试验装置研究了全厂断电事故工况下壳内温度分布特性、氦气分布特性以及壳内流场特性,并分析了非能动安全壳热量导出系统在安全壳与非能动安全壳热量导出系统耦合的复杂热工水力环境下的工作状态。结果表明:在全厂断电事故工况下,非能动安全壳热量导出系统具有足够的排热能力,能够保证安全壳的压力峰值小于设计值,且具有足够的安全裕量。随着事故进程的发展,壳内温度分布逐渐趋于均匀。氦气受到壳内内部环流的作用以及浓度扩散的影响,其分布不均匀性在氦气停止输入后逐渐降低。 展开更多

关键词 全厂断电事故 安全壳 非能动安全壳热量导出系统 耦合特性 热工水力特性 实验装置 氦气分布 壳内流场

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冷凝水收集装置对非能动安全壳热量导出系统影响试验研究

12

作者 李伟 孙中宁 +5 位作者 高力 堵树宏 宿吉强 孟兆明 张楠 丁铭 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第12期2385-2390,共6页

非能动安全壳热量导出系统(PCS)作为三代核电厂重要的安全系统,用于事故后安全壳的非能动冷却。利用大型安全壳综合试验装置,可开展安全壳内复杂的热工水力现象与安全系统之间耦合行为的研究。本文利用大型安全壳综合试验装置开展了PCS... 非能动安全壳热量导出系统(PCS)作为三代核电厂重要的安全系统,用于事故后安全壳的非能动冷却。利用大型安全壳综合试验装置,可开展安全壳内复杂的热工水力现象与安全系统之间耦合行为的研究。本文利用大型安全壳综合试验装置开展了PCS换热器冷凝水收集装置对PCS排热影响及收集率试验。结果表明,在工况范围内,换热器下方安装冷凝水收集装置对PCS的换热能力没有明显的不利影响,且其收集率较高。 展开更多

关键词 非能动安全壳热量导出系统 大型安全壳综合试验装置 冷凝水收集装置 收集率

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华龙一号非能动安全壳热量导出系统热工水力特性研究 被引量：11

13

作者 葛魁 王辉 +3 位作者 王明军 田文喜 苏光辉 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第5期769-777,共9页

本文针对华龙一号非能动安全壳热量导出系统(PCS),基于漂移流模型开发了一套一维自然循环瞬态计算程序。利用该程序对PCS内热工水力特性进行了分析研究,得到PCS自然循环流量、换热系数、换热器进出口温度、上升管路竖直段出口含气率及... 本文针对华龙一号非能动安全壳热量导出系统(PCS),基于漂移流模型开发了一套一维自然循环瞬态计算程序。利用该程序对PCS内热工水力特性进行了分析研究,得到PCS自然循环流量、换热系数、换热器进出口温度、上升管路竖直段出口含气率及水箱水位等热工水力参数随PCS换热功率的变化。本文研究结果将为评估华龙一号PCS的换热能力提供可靠工具,对PCS的设计和改进也具有指导意义,并为后续开发能够模拟带有PCS的安全壳内热工水力行为的程序打下基础. 展开更多

关键词 自然循环 非能动安全壳热量导出系统 热工水力特性

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失水事故下安全壳内热工水力与非能动安全壳热量导出系统耦合特性 被引量：2

14

作者 初炜钰 丛继东 +2 位作者 李文涛 张楠 孟兆明 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期1104-1111,共8页

为研究冷管段失水事故下安全壳内热工水力特性、非能动安全壳热量导出系统的耦合特性与失水事故后安全壳的响应特性,本文基于相似理论建立了一套大比例安全壳综合试验装置。通过该实验装置获得压力、壳内气体温度、壳内气体成分与浓度... 为研究冷管段失水事故下安全壳内热工水力特性、非能动安全壳热量导出系统的耦合特性与失水事故后安全壳的响应特性,本文基于相似理论建立了一套大比例安全壳综合试验装置。通过该实验装置获得压力、壳内气体温度、壳内气体成分与浓度等参数,对安全壳大空间内温度分布、不凝结气体分布以及壳内流场的特性进行研究。结果表明:在安全壳与非能动安全壳热量导出系统耦合作用下,非能动安全壳热量导出系统具有足够的排热能力,可以确保事故工况下安全壳内压力得到有效抑制,壳峰值压力均低于设计限值,且具有足够的安全裕量。同时,随着喷放进入后期,壳内温度与不凝结气体分布的不均匀性逐渐降低,壳内呈现环流状态。本文也可为后续自主开发模拟带有非能动安全壳热量导出系统的安全壳内热工水力行为的程序提供有力的支持,进而提高我国核电设计能力与技术水平。 展开更多

关键词 失水事故 安全壳 非能动安全壳热量导出系统 耦合特性 热工水力特性 实验装置 不凝结气体 壳内流场

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非能动安全壳冷却系统外侧辐射换热与自然对流研究 被引量：5

15

作者 郭建娣 韩伟实 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第11期2009-2013,共5页

本文建立了1∶10的二维钢制安全壳外侧辐射换热和自然对流模型,并用先进流体计算软件Fluent对流场进行计算,得到了完整流道下的速度流场、钢制安全壳上封头顶部的空气速度矢量图,并得出钢制安全壳上封头顶部存在空气滞留区的结论。分析... 本文建立了1∶10的二维钢制安全壳外侧辐射换热和自然对流模型,并用先进流体计算软件Fluent对流场进行计算,得到了完整流道下的速度流场、钢制安全壳上封头顶部的空气速度矢量图,并得出钢制安全壳上封头顶部存在空气滞留区的结论。分析了通道宽度、空气进流速度及壁面黑度对通道换热的影响,结果表明:适当的通道宽度和空气进流速度均能提高通道的换热和换热效率;壁面黑度的提高能明显增强钢制安全壳上封头处的辐射换热。 展开更多

关键词 非能动安全壳冷却系统 辐射换热 自然对流 FLUENT

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船用非能动安全壳冷却系统换热器的流量分配特性分析 被引量：1

16

作者 武光江 刘辰 +1 位作者 王畅 郝锐 《中国舰船研究》 CSCD 北大核心 2019年第S01期28-34,40,共8页

[目的]核动力破冰船具有续航时间长、破冰能力强等优点,可以为我国极地科学考察事业提供保障。针对未来我国核动力破冰船的发展方向,开展船用反应堆非能动安全壳冷却系统(PCCS)换热器特性研究。[方法]利用Fluent软件对关键设备的换热器... [目的]核动力破冰船具有续航时间长、破冰能力强等优点,可以为我国极地科学考察事业提供保障。针对未来我国核动力破冰船的发展方向,开展船用反应堆非能动安全壳冷却系统(PCCS)换热器特性研究。[方法]利用Fluent软件对关键设备的换热器进行建模,研究不同方案下的流量分布情况。[结果]模拟结果显示:增大传热管束中心管间距可提高流量分配的均匀性;分配联箱与汇流联箱的截面积比取为0.7时,流量分配较均匀。[结论]所做研究可为我国新一代核动力破冰船反应堆的方案设计提供技术参考。 展开更多

关键词 核动力破冰船 非能动安全壳冷却系统 换热器 流量分配 数值模拟

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“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统研究 被引量：4

17

作者 邢继 孙中宁 +1 位作者 于勇 丁铭 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期1089-1095,共7页

为了避免类似福岛核泄漏事故的再次发生,各国在第三代核电机组的设计中,考虑采用非能动安全技术。非能动安全壳热量导出系统是我国“华龙一号”最重要的非能动安全系统之一,是实现最高核电建设标准的重要保障。本文主要从系统方案设计... 为了避免类似福岛核泄漏事故的再次发生,各国在第三代核电机组的设计中,考虑采用非能动安全技术。非能动安全壳热量导出系统是我国“华龙一号”最重要的非能动安全系统之一,是实现最高核电建设标准的重要保障。本文主要从系统方案设计、内部换热器热工水力特性分析、系统综合性能实验和安全壳热工水力耦合特性实验等方面对非能动安全壳热量导出系统研究工作进行了总结,介绍了所开展研究的主要内容、所建实验装置的概况和得出的主要结论。上述理论分析和实验验证表明:所开发的非能动安全壳热量导出系统的排热能力远大于设计要求。 展开更多

关键词 “华龙一号” 非能动安全壳热量导出系统 开式自然循环 闭式自然循环 系统方案设计 内部换热器 综合性能实验 热工水力耦合特性

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典型事故工况下超临界水堆CSR1000的非能动安全特性研究 被引量：1

18

作者 杨雯 任彦昊 +1 位作者 吴攀 单建强 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2021年第2期366-377,共12页

超临界水堆是第四代反应堆中仅有的水冷堆,具有热效率高、系统简化、经济性好、有效防止核扩散等特点。本文结合压力容器式超临界水堆CSR1000的特点,设计了一套完全非能动的安全系统,用以提升CSR1000反应堆的安全性,系统包括堆芯补水箱... 超临界水堆是第四代反应堆中仅有的水冷堆,具有热效率高、系统简化、经济性好、有效防止核扩散等特点。本文结合压力容器式超临界水堆CSR1000的特点,设计了一套完全非能动的安全系统,用以提升CSR1000反应堆的安全性,系统包括堆芯补水箱、余热排出系统、自动泄压系统、重力驱动冷却系统和非能动安全壳冷却系统。将这套非能动安全系统应用于中国超临界水堆CSR1000,并采用经过验证的系统分析程序SCTRAN对CSR1000的三种典型事故(卡泵事故、失流事故和失水事故)进行了安全分析。分析结果显示,在发生瞬态和事故时,非能动安全系统的设备各司其职,快速动作,可以保证反应堆的堆芯安全。事故工况下,反应堆的最高包壳温度为850℃,低于相应的包壳温度限值。计算结果验证了非能动安全系统的可行性。 展开更多

关键词 超临界水堆 非能动安全系统 CSR1000 安全系统设计 事故分析

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非能动安全壳热量导出系统设计方案及评价 被引量：9

19

作者 李军 李晓明 +1 位作者 喻新利 刘长亮 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第6期1021-1027,共7页

非能动安全壳热量导出系统(PCS)是华龙一号(HPR1000)设计用来应对超设计基准事故工况的安全系统。本文描述了该系统总体配置方案的形成过程,分析了系统在缓解超设计基准事故工况及严重事故工况时的有效性,并从概率安全分析指引的角度,... 非能动安全壳热量导出系统(PCS)是华龙一号(HPR1000)设计用来应对超设计基准事故工况的安全系统。本文描述了该系统总体配置方案的形成过程,分析了系统在缓解超设计基准事故工况及严重事故工况时的有效性,并从概率安全分析指引的角度,分析了系统对核电厂堆芯损坏频率和放射性物质大量释放频率的影响作用。结果表明:PCS对于提升HPR1000的严重事故预防和缓解能力具有明显的效果,可有效提升HPR1000的安全性。 展开更多

关键词 非能动安全壳热量导出系统 可靠性 概率安全分析

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华龙一号非能动安全壳冷却系统循环水箱的热分层现象数值研究 被引量：6

20

作者 李军 郭强 +3 位作者 李晓明 喻鹏 元一单 刘长亮 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第6期992-999,共8页

华龙一号核电技术采用了非能动安全壳冷却系统的先进设计。作为一种自然循环系统,系统的冷却能力与其循环水箱的水温直接相关,循环水箱中的热分层现象研究对循环系统冷却能力的准确评估以及工程设计优化均有重要的现实意义。本文基于计... 华龙一号核电技术采用了非能动安全壳冷却系统的先进设计。作为一种自然循环系统,系统的冷却能力与其循环水箱的水温直接相关,循环水箱中的热分层现象研究对循环系统冷却能力的准确评估以及工程设计优化均有重要的现实意义。本文基于计算流体力学(CFD)技术对循环水箱升温过程进行了三维流动传热的数值模拟。研究表明,循环水箱中存在较为明显的热分层现象,总体上呈现水池顶部温度波动大,而底部等温层较为平缓的特点,系统循环功率和循环流量均会对水箱的升温过程产生影响:功率增大、流量减小均会促使水箱内产生较明显的热分层现象,同时也会使水箱平均温度偏高,出口水温也相应较高。2列循环系统出现循环功率或流量不均衡对水箱平均温度以及出口温度的升高过程基本无明显影响,因此非能动安全壳冷却系统水箱对系统循环能起到一定的自稳定的效果。 展开更多

关键词 热分层 水箱 非能动安全壳冷却系统 华龙一号 CFD

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