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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
1
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。
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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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职称材料
题名
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
1
作者
郝博涛
王楠
钟佳
石洋
房芳芳
机构
国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2020年第11期2073-2080,共8页
基金
国家科技重大专项资助项目(2017ZX06004002-006-004)。
文摘
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。
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
Keywords
small break loss of coolant accident
break accident before and behind isolation valve of
prhrs
large passive core cooling integrated test facility
passive core cooling system
分类号
TL364.5 [核科学技术—核技术及应用]
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题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
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
郝博涛
王楠
钟佳
石洋
房芳芳
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2020
1
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